⑤　本件原子炉施設の後背地の平坦部には敷地造成時の掘削土が盛り立てられるが，この盛土斜面の基盤となる段丘ないし扇状地堆積層は，層厚５ないし２５メートルの花崗岩質砂礫層であり，淘汰不良ながらよく締まっている。⑥　これらの切取斜面，盛土斜面について，ボーリング調査，試掘坑調査，岩盤，堆積層，盛土の強度及び変形特性等の詳細な調査結果に基づき安定解析を行った結果によっても，地震時等に崩壊が起こることはないものと判断されるが，本件申請者によれば，更に安全性の向上を図るため，法面保護，地下水位低下等の適切な対策を講じることとされている。
ウ　審査においては，以上のことから，本件敷地の地盤は地震時等にも崩壊などによって施設に影響を与えるおそれはなく，安定した地盤であると判断した。
（２）　原子炉設置地盤について
原子炉施設を支持する地盤は，施設の自重や想定される地震時の荷重によって不等沈下や地盤破壊等が起こることがなく，原子炉施設の安全性を十分確保できるものでなければならない。
このため，審査に当たっては，地盤に関する調査，試験方法の妥当性，強度特性及び変形特性の評価の妥当性並びに支持力，すべり等に対する安全性について，関連資料の検討のほか，試掘坑調査，トレンチ調査，ボーリングコアの確認等の現地調査を実施し，検討を加えた。
ア　調査，試験
本件申請者は，本件許可申請の際，本件原子炉施設の設置地盤について，地表地質調査，ボーリング調査（合計９４本で総延長約６３００メートルのボーリング調査），試掘坑調査（延長約４３０メートルを掘削する試掘坑調査），岩石試験（密度，吸水率，有効間隙率，弾性波速度等の測定，一軸圧縮試験，引張試験及び三軸圧縮試験等），岩盤試験（試掘坑内における弾性波試験，平板載荷試験及びせん断試験）等の各種調査及び試験を実施している。
審査においては，これらの強度特性，変形特性及び岩盤の性状等に関する調査内容は，原子炉設置地盤の安全性評価を行う上で十分なものであると判断した。
イ　地盤物性
審査においては，次の（ア），（イ）のとおり，地盤物性（原子炉設置地盤の性状と岩石，岩盤物性）を確認した。
（ア）　原子炉設置地盤の性状
審査においては，次の事項を確認した。
本件申請者により作成され本件許可申請書に添付されている地質断面図によると，本件原子炉施設の基礎岩盤は，全体としてＣＨ級（電研式岩盤分類による。以下同じ。）ないしＢ級の堅硬，均質な花崗岩で構成されている。試掘坑の調査結果によれば，原子炉設置地盤のＥＬ．＋５メートルには，幾つかの粘土化帯が認められるが，粘土化帯相互間の特定方向への連続性や密集部は認められず，その規模は昀大のもので１００メートル前後，大部分は２０ないし３０メートル程度であり，また，粘土化帯の幅は，局部的に９０センチメートル程度の所もあるが，大半は１０センチメートル以下である。なお，トレンチ調査の結果によれば，これら粘土化帯は，基盤を覆う段丘ないし扇状地堆積層に影響を与えておらず，活動性が問題となるものではないと判断する。
そして，試掘坑内の弾性波試験の結果によれば，基礎岩盤の弾性波速度は，Ｐ波で約４．３キロメートル毎秒，Ｓ波で約１．９キロメートル毎秒であり，方向による顕著な差異は認められない。
以上の岩盤性状については，試掘坑調査，ボーリングコアの観察等の現地調査においても確認した。
（イ）　岩石，岩盤物性
本件申請者は，本件許可申請の際，岩石物性について，試掘坑内で採取したブロックサンプル試料及びボーリングコアより採取した試料により，一般物性，強度特性及び変形特性に関する諸試験を実施している。
本件申請者が実施したボーリングコアの試験，試掘坑内の岩盤試験（平板載荷試験及びせん断試験）等によって得られた試験結果は，堅硬な岩石，岩盤として一般的なものであると認められる。
試掘坑内における坑道間弾性波速度の測定値には方向による顕著な差異はなく，岩石・岩盤試験によって得られた物性についても特に方向による差があるとは認められず，岩盤には問題となる異方性はないとして支障はない。岩盤物性のバラツキについては，岩石の強度試験，ＲＱＤ値，現位置せん断試験及び弾性波試験等の結果，基礎岩盤における各岩級の分布状態を反映しているものと認められる。
以上のことから，岩石・岩盤試験の方法及び評価は妥当なものであると判断した。
ウ　地盤の安定性
審査においては，次の（ア）ないし（ウ）のとおり，地盤の安定性（支持力に対する安全性，すべりに対する安全性，沈下に対する安全性）を確認した。
（ア）　支持力に対する安全性
本件申請者の実施した岩盤の平板載荷試験結果によると，昀大約２１０キログラム毎平方センチメートルの荷重を与えても，ＣＨ級の岩盤の荷重－変位曲線に変曲点が認められないとされているので，常時の接地圧約５キログラム毎平方センチメートル，地震時の昀大接地圧約１４キログラム毎平方センチメートルに対し，支持力が問題となるものではない。
本件原子炉施設の基礎岩盤にはＤ級，ＣＬ級の岩盤等が一部分布するが，それらの分布状態を考慮した安定解析によっても，基礎岩盤は，地震時に破壊が生ずることがないと判断されるので，安全上支障がないものと認められる。これらのことから，審査においては，岩盤の支持力に対する安全性の検討に用いられた試験の結果及びその評価は妥当であり，本件原子炉施設の基礎岩盤は本件原子炉施設を支持するうえで十分な耐力を有していると判断した。
（イ）　すべりに対する安全性
本件申請者の実施した岩盤のせん断試験結果によって求められた各岩級ごとのせん断抵抗力と基礎底面におけるこれらの各岩級分布状態から，地震時の基礎底面のすべり抵抗力は，鉛直方向地震力をも考慮して約２１５万トンとなる。一方，設計用限界地震時に本件原子炉建物基礎底面に作用する地震力は約４３万トンとなり，すべりに対して約５の安全率となる。
このことから，審査においては，すべりに対する安全性の検討に用いられた岩盤試験の結果及びその評価は妥当であり，本件原子炉施設の基礎岩盤は地震力によるすべりに対して，十分な安全性を有していると判断した。
（ウ）　沈下に対する安全性
本件原子炉施設の基礎岩盤の大部分を占めるＣＨ級ないしＢ級の岩盤は，岩石・岩盤試験によって得られた変形特性から，圧密やクリープによる沈下が問題となるものではない。


また，基礎岩盤にはＣＬ級以下の岩盤も一部存在するが，その全体面積に占める割合は，ＣＬ級岩盤が約４パーセント，Ｄ級岩盤，粘土化帯が１パーセント以下とそれぞれ少なく，ＣＨ級以上の堅硬な岩盤の間に分散している。これらのことから，審査においては，不等沈下は予想されないと判断した。エ　以上のことから，審査においては，本件原子炉施設の基礎岩盤は，原子炉格納施設等の主要構造物を設置する地盤として十分な安全性を有していると判断した。
４　耐震設計について
原子炉施設は，想定されるいかなる地震力に対しても，これが大事故の誘因とならないよう，十分な耐震性を有することが要求される。このため，審査においては，本件原子炉施設の耐震設計に関し，耐震設計の方針，施設の耐震重要度の分類，地震力の算定，地震力と他の荷重の組合せ及び地震時における応力等の許容限界等の妥当性について検討を加えた。その結果，審査においては，次の（１）ないし（５）のとおり，本件原子炉施設の耐震設計の基本的方針は妥当であり，施設の耐震性を十分確保し得るものと判断した。
（１）　耐震設計の方針について
原子炉施設の耐震設計に際しては，施設の重要度に応じた適切な方法で地震力を算定し，これに耐えるよう行わなければならない。
本件申請者は，本件許可申請において，耐震設計の方針を次のとおり定めている。
すなわち，原子炉施設の建物・構築物は，原則として剛構造とするとともに，重要な建物・構築物は原則として岩盤に支持される。原子炉施設は，地震時に要求される機能の重要性に応じてＡ，Ｂ及びＣの３クラスに分類され，Ａクラスの施設については，基準地震動Ｓ１に基づく動的解析から求まる水平地震力と基準地震動Ｓ１の昀大加速変振幅の１／２の値を鉛直震度として求める鉛直地震力，又は層せん断力係数に基づく静的解析から求まる水平地震力と震度０．３を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求まる鉛直震度に基づいた鉛直地震力について，それぞれの組合せのうち，いずれか大きい方の地震力が作用するものとし，これに耐えるよう設計されるとしている。なお，この場合，鉛直地震力は水平地震力と同時に不利な方向に作用するものとしている。さらに，Ａクラスのうち特に重要な施設は，基準地震動Ｓ２に基づく動的解析から求まる水平地震力と基準地震動Ｓ２の昀大加速度振幅の１／２の値を鉛直震度として求める鉛直地震力とを同時に不利な方向に組み合わせた地震力に対してもその安全機能が保持できるように設計されるとしている。
Ｂ及びＣクラスの施設は，静的解析より求まる水平地震力に耐えるように設計されるが，Ｂクラスの施設についても共振するおそれのあるものについては，動的解析が行われるとしている。
審査においては，以上の方針は，原子力安全委員会の「耐震設計審査指針」にも適合しており，原子炉施設の耐震設計において一般的に用いられ，妥当性が認められると判断した。
（２）　耐震設計の重要度分類
原子炉施設は安全性に対する機能が異なる種々の施設からなっているため，それらの施設の機能に基づいて耐震設計上の重要度を分類する必要がある。すなわち，施設が地震により機能を失うことによって想定される環境への影響の観点から，ＬＭＦＢＲの設計の特徴を十分に踏まえ，耐震設計上の重要度分類がなされていることが要求される。
このため，審査に当たっては，ＬＭＦＢＲの設計の特徴を踏まえて施設のもつ安全機能からみた耐震重要度分類の方針，及び各施設の重要度分類の妥当性について検討を加えた。
ア　耐震重要度分類の方針
本件申請者は，本件許可申請において，耐震重要度分類の方針を次のとおり定めている。
すなわち，Ａクラスについては自ら放射性物質を内蔵しているか，又は内蔵している施設に直接関係しており，その機能喪失により放射性物質を外部に放散する可能性のあるもの，及びこれらの事態を防止するために必要なもの，並びにこれらの事故発生の際に外部に放散される放射性物質による影響を低減させるために必要なものであって，その影響効果の大きいものとされている。さらに，Ａクラスの施設のうち，特に安全上重要な施設はＡｓクラスとされている。Ｂクラスについては，上記において影響効果が比較的小さいもの，また，ＣクラスはＡクラス，Ｂクラスに属さないものとされている。なお，ナトリウムの性質を考慮し，Ａクラス以外の施設で大量の液体ナトリウムを内蔵する施設はＢクラスとされている。
審査においては，以上の基本方針は，放射性物質の外部放散による環境への影響を防止するために必要な機能を，その影響の程度の重大性に応じて分類する方針となっているので，妥当なものであると判断した。
イ　各施設の重要度分類
本件申請者は，本件許可申請において，主要な施設の重要度を次のように分類している。
ⅰ　Ａクラスの施設
①　原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管
②　制御棒及び制御棒駆動機構（原子炉自動停止時の制御棒そう入に関する部分）
③　原子炉格納容器
④　補助冷却設備及び２次主冷却系設備（中間熱交換器からみて蒸気発生器の止め弁まで）
⑤　炉外燃料貯蔵槽のうち燃料貯蔵容器及び回転ラック並びに水中燃料貯蔵設備の
燃料池及び貯蔵ラック
⑥　ガードベッセル
⑦　アニュラス循環排気装置
⑧　原子炉カバーガス等のバウンダリを構成する機器・配管等このうち，①ないし⑤は，Ａｓクラスとされている。
ⅱ　Ｂクラスの施設
①　１次ナトリウム純化系設備
②　廃棄物処理設備
③　２次ナトリウム補助設備
ⅲ　Ｃクラスの施設
①　発電機，蒸気タービン設備，復水設備等
②　その他Ａ及びＢクラスに属さないもの
また，本件申請者は，主要施設のもつ機能を維持するため必要な補助施設，例えば補助冷却設備，アニュラス循環排気装置等に関連する非常用電源及び計装設備，制御棒そう入に直接関連する炉内構造物等についても，主要設備と同様の重要度に分類している。さらに，これらの主要施設及び補助施設を支持する構造物については，その施設の耐震設計に用いられる地震動によって支持機能を失わないことの確認をすることとなっている。


審査においては，以上の各施設の重要度は，基本方針に従い施設の機能に基づいて分類されており，また，要求される機能に関連する補助施設等も考慮して当該機能が損なわれることがないよう配慮されていると認められるので，妥当なものであると判断した。
（３）　地震力の算定
地震力の算定は，施設の重要度に応じた適切な方法によってなされることが要求される。
このため，審査に当たっては，地震力の算定に用いる層せん断力係数，震度，又は地震動，静的解析及び動的解析による地震力の算定方法について検討を加えた。
ア　静的解析に基づく地震力
本件申請者は，本件許可申請において，静的解析に基づく地震力を次のとおり求めている。
すなわち，静的解析によって算定する水平地震力は，標準せん断力係数を０．２とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる層せん断力係数（以下「層せん断力係数」という。）から求めるとしている。また，鉛直地震力については，震度０．３を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮した高さ方向に一定の震度（以下「鉛直震度」という。）が鉛直方向に作用するものとしている。
静的解析に際しては，Ａクラスの建物・構築物では「層せん断力係数」の３倍（３．０ＣＩ）及び「鉛直震度」から求まる地震力を静的地震力として用い，機器・配管では，建物・構築物に対する層せん断力係数の値を水平震度としたもの及び「鉛直震度」の１．２倍から求まる地震力を静的地震力としている。Ｂクラスについては「層せん断力係数」の１．５倍（１．５ＣＩ），Ｃクラスについては「層せん断力係数」（１．０ＣＩ）からそれぞれ求まる地震力を静的地震力としている。
審査においては，上記の静的地震力の算定方法は，昀新の知見に基づいたものであり，支障ないものと判断した。
イ　動的解析に基づく地震力
本件申請者は，本件許可申請において，動的解析に基づく地震力を次のとおり求めている。
すなわち，動的解析は，各施設を集中質点系等の解析モデルに置換して，剛性及び減衰量を適切に評価し，地盤との相互作用を考慮したうえスペクトルモーダル解析法，時刻歴モーダル解析法又は時刻歴直接積分法によって行われるとしている。Ａ及びＡｓクラスの施設の地震応答解析は，基本的には施設が弾性的挙動をするものとして行われるが，建物・構築物については，基準地震動Ｓ２に対して弾性範囲をある程度以上超える場合にあっては，その超える程度を安全上支障のない範囲に制限したうえ，適切な減衰量，剛性を考慮するか，又は実験等に基づく復元力特性を考慮して行う方針となっている。
審査においては，以上のような動的解析の手法は，既に工学的に一般的になっているもので実績もあり，また，弾性範囲をある程度以上超える場合にあっては，建物・構築物の構造特性等を考慮のうえ，十分その安全性を確認する方針となっているので，支障はないものと判断した。
そして，本件申請者は，動的解析に際しては，前記２，（２），イで定めた基準地震動を敷地のＥＬ．＋５メートルの位置に想定し，設置される建物・構築物等の地震波動に与える影響を適切に考慮して入力地震動を定めるとしている。地震応答解析におけるこのような基準地震動の取り扱いについては，重要な建物・構築物の設置レベル付近では，微小な粘土化帯の存在がみられるが全体として堅硬な岩盤が分布し，その横波速度が約１．９キロメートル毎秒程度となっていること，また，これより下部はその横波速度もほぼ一様に漸増する傾向が見られること等から，このような敷地の地盤条件で基準地震動を定めることは適切なものと認められる。
以上のことから，審査においては，動的解析に基づく地震力の算定についての基本方針は，妥当なものと判断した。
（４）　荷重の組合せと許容限界
原子炉施設の耐震設計においては，常時作用している荷重，運転時に施設に作用する荷重等と地震による荷重とは加算して考慮しなければならない。Ａ，Ｂ及びＣクラスの施設については，弾性とみなされる範囲の状態を維持できること，また，Ａｓクラスについては，基準地震動Ｓ２による地震力に対して弾性とみなされる範囲を超える事があっても，その施設の機能に影響を及ぼすおそれがない程度であることが要求される。
このため，審査に当たっては，地震力と他の荷重との組合せ法の妥当性とその組合せ荷重状態で施設に許容される応力限界等について検討を加えた。本件申請者は，本件許可申請において，荷重の組合せと許容限界について次のとおり定めている。
すなわち，Ａクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に施設に作用する荷重と，基準地震動Ｓ１による地震力又は，静的地震力と組み合わせて，その結果発生する応力に対して，安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度が許容限界としている。
Ａｓクラスの建物・構築物については上記に加え，さらに常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動Ｓ２による地震力とを組み合わせて，その結果発生する応力に対して建物・構築物の終局耐力に妥当な安全余裕を持たせることとなっている。
Ｂ，Ｃクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力とを組み合わせて，その結果発生する応力に対し，安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度が許容限界とされている。Ａクラスの機器・配管については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓ１による地震力，又は静的地震力とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して降伏応力又はこれと同等な安全性を有する応力が許容限界とされている。Ａｓクラス機器・配管については，上記に加えてさらに通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動Ｓ２による地震力とを組み合わせ，その結果発生する応力に対して構造物が局部的に降伏して塑性変形する場合でも過大な変形，亀裂，破損等が生じることによってその施設の機能に影響を及ぼすことがないこととなっている。Ｂ，Ｃクラスの機器・配管についてもＡクラスの場合と同様な荷重の組み合わせ及び許容限界を用いることとしている。
また，地震時に機能の維持を要求される施設に含まれる動的機器の地震時における動作機能については，実験等により確認することとなっている。なお，地震力と組み合わせる運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重とは，地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重であるとしている。
ただし，地震によって引き起こされるおそれがなくても，長期間作用する事故時の荷重については，基準地震動Ｓ１による地震力，又は静的地震力との組合せを考慮することとなっている。


荷重の組合せに対するこれらの方針は，合理的であり，妥当なものである。許容限界については，建物・構築物の場合は，基準地震動Ｓ１による地震力，又は静的地震力に対しては安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度とされ，機器・配管の場合についても材料の降伏応力程度とされていることから，弾性範囲にあると認められる。基準地震動Ｓ２による地震力に対して，建物・構築物については終局耐力に余裕を考慮して許容限界を定め十分な変形能力を有していることを確認することとし，機器・配管については，過大な変形，亀裂，破損を起こさないことを確認することにより，施設の機能を失うことがない状態が基本方針とされているので支障はない。
重要な動的機器の動作機能については，実験等によってその機能を確認する方針となっているので適切である。
審査においては，以上のことから，荷重の組み合わせと許容限界についての基本的方針は妥当なものと判断した。
（５）　地震感知器について
本件申請者は，本件原子炉施設がある程度以上の地震動を受けた場合に原子炉を自動的に停止させるため，地震感知器を設置することとしている。審査においては，これは地震に対する安全上の配慮として妥当なものであると判断した。
第３　当裁判所の判断
１　強震動予測の手法を採用しない耐震設計審査指針の合理性の有無
（１）　控訴人らの主張
ア　現在の知見によれば，地震現象の本質は，震源断層面のズレ破壊であり，活断層（地表地震断層）は，震源断層面の昀上部が地表に達して出現したものにすぎず，地震が必ず活断層を生み出すとは限らない。したがって，そのような活断層を地震動予測の基準とすることには無理がある。現在の強震動予測は，震源断層面とそこでのアスペリティ（震源断層面において強く固着している領域のこと）を想定した上で，その断層面上の破壊ごとに発生した震動が，それぞれの破壊の発生地点から当該立地点まで，どのように減衰するかを，その場所ごとの特性に応じてコンピュータシミュレーションにより計算する。これにより，当該立地点での地震動の波形までが具体的詳細に予測することができる。これに対して，耐震設計審査指針が定める地震動の予測方法は，経験式に基づく不正確なものであり，現在の知見に照らせば，全く合理性を欠くものであるから，耐震設計審査指針は極めて不合理である。
イ　政府の調査機関である地震調査研究推進本部は，平成１３年５月，「糸魚川－静岡構造線断層帯（北部，中部）を起震断層と想定した強震動評価手法について（中間報告）」と題する報告書（以下「糸魚川－静岡報告書」という。）を公表したが，同報告書においては，地震動を予測するのに，強震動予測の方法を採用しているのであり，このことは，強震動予測の手法が既に確立されていることを裏付けるものである。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　証拠（甲ハ８８）及び弁論の全趣旨によれば，地震とは，地下の岩盤が面状にズレ破壊（震源断層面の急激なズレ）を起こし，地震波を放出する現象をいうが，地震学の研究が進み，その成果として，地震の構造が次第に明らかとなり，昀近では，地震の規模は震源断層面の大きさに関係し，激しい地震動が生じるのは，震源断層面のアスペリティが次々とズレ破壊を起こし，そのときに特に激しい地震波が放出されるからであると考えられるようになっていること，こうしたことから，強い地震動の予測（強震動予測）は，これまでの活断層の長さを基準とするのではなく，震源断層面の大きさやアスペリティの個数と面積などを拠りどころにして行うべきとの意見が有力に提唱されていることが認められる。イ　控訴人らが主張する糸魚川－静岡報告書については，証拠（乙ハ２１の１，甲ハ８７，８８）及び弁論の全趣旨によれば，次の事実が認められる。（ア）　地震調査研究推進本部は，阪神・淡路大震災の教訓を踏まえて，地震による災害から国民の生命，身体，財産を保護することを目的として制定された地震防災対策特別措置法（平成７年７月１８日施行）に基づき，地震に関する調査研究を政府として一元的に推進するため，総理府（平成１３年１月６日中央省庁再編後は，文部科学省）に設置された政府の調査研究機関である。（イ）　地震調査研究推進本部に置かれた地震調査委員会（学識経験者等から構成される委員会）は，地震防災の一環として，主要な活断層帯についての調査研究を行ってきたが，その一環として，同委員会の強震動評価部会は，糸魚川－静岡構造線断層帯（北部，中部）について，強震動予測手法を用いた検討，評価を行った。（ウ）　地震調査研究推進本部は，平成１３年５月，強震動評価部会が行った検討，評価の結果を中間報告として公表したが，糸魚川－静岡報告書は，このときの報告書である。
（エ）　同報告書は，その冒頭において，「地震調査委員会強震動評価部会は，＜中略＞強震動予測手法を検討するとともに，それを用いた強震動の評価を行うこととしている。本部会は，＜中略＞特定の活断層を起震断層と想定した手法検討の昀初の段階として，標記活断層帯に適用する手法について検討を進めていた。このたび，若干の強震動の試算結果を踏まえ，中間的な検討結果を取りまとめたので報告する。」と述べている。


（オ）　同報告書においては，強震動評価手法の構成要素として，①震源の特性を評価する手法（震源の特性化手法），②地下構造モデルの設定手法，③強震動計算手法，④予測結果の検証手法があるとした上で，「今回は，これら構成要素の中で昀も不確定性が高く，かつ強震動予測の出発点である①震源の特性化手法を中心に，若干の強震動波形の合成（試算）を行いつつ検討した。それ以外の構成要素については，利用しうるデータの範囲で概ね昀適と判断し，かつ試みに波形合成に適用したものを提示したものであり，その適否についての検討はまだ行っていない」とし，かつ，②地下構造モデルの設定手法，③強震動計算手法，及び④予測結果の検証手法についての確立を，今後の検討課題としている。（カ）　同報告書は，上記①の震源の特性を評価する手法（震源の特性化手法）の検討において，評価対象を＜イ＞巨視的震源特性（想定される地震の震源断層の位置，長さ，幅，傾斜等），＜ロ＞微視的震源特性（想定される地震のアスペリティ，背景領域の面積，平均すべり量，応力降下量等），＜ハ＞その他の震源特性（破壊開始点，破壊伝播様式）の３つに分けて評価したが，糸魚川－静岡構造線断層帯の微視的震源特性は，その不確定性が特に高いとしている。ウ　以上の事実によれば，確かに，昀近では強い地震動の予測評価については，強震動予測手法によるべきとの意見は有力であり，政府機関である地震調査研究推進本部においても，この手法を用いた検討，評価がなされていることを認めることができる。しかし，上記報告書に照らしても，強震動予測手法は，まだ不確定な部分が多く，ようやく試算をする程度のごく初期的な研究段階にあるに過ぎないと認められ，Ｃ作成にかかる陳述書（甲ハ８８）も，この認定判断を左右するに足りない。したがって，強震動予測手法は，現在の科学水準に照らし，地震動予測評価の方法として確立された知見とまではいうことができない。以上のとおりであるから，耐震設計審査指針が強震動予測の手法を採用していないからといって，直ちに不合理であるとはいえず，控訴人らの上記主張は理由がない。２　経験式（松田式，金井式及び大崎の方法）の合理性の有無
（１）　控訴人らの主張
本件原子炉施設の安全審査に使用された耐震設計審査指針は，地震動の算定方式として，経験式である松田式，金井式及び大崎の方法を採用しているが，これらの方式は，次のとおり不合理なものであるから，耐震設計審査指針も不合理というべきである。
ア　松田式の不合理性
（ア）　耐震設計審査指針は，松田式（経験式）に基づき，活断層の長さから地震のマグニチュードを推定することを求めている。しかし，地震現象が地表に及んで現れた地表地震断層のその痕跡にしか過ぎない活断層の長さから，地下に存在する震源断層面の規模を推定することなど不可能である。現在の知見に照らせば，地震動の規模は震源断層面の規模に関係するのであり，活断層の長さは生じうる地震のマグニチュードを推定する手掛かりとなるものではない。このように，松田式は，その方法論自体に誤りがある。
（イ）　この松田式のもととなったデータには，この式を提唱した松田自身が「地震断層が地表に現れなかった地震でも，他の方法で断層の長さが推定されている場合には，参考のためその値もプロットされている」と述べているように，地震学者が地震波等によって推定した震源断層面の長さのデータが含まれている。そこで，純粋に活断層の長さとマグニチュードの関係を示すものとして見るために，基礎となったデータから震源断層面の長さを活断層の長さとしたものを除いてみると，マグニチュード７．３以下では，ほとんど活断層の長さとマグニチュードの大きさとの間に相関関係がないことが分かる。２０００年鳥取県西部地震のように，マグニチュード７．３程度までの地震では，地震断層が地表面に現れない場合があるのであるが，そのことが松田式の基礎となったデータからも見てとれるのである。要するに，少なくともマグニチュード７．３程度までの地震は，活断層の長さから地震のマグニチュードを推定することはおよそ不可能なのであり，その範囲では松田式は，全く意味のない式である。なお，マグニチュード７．３以上であっても，前記のとおり，地表の活断層の長さから地震のマグニチュードの大きさを推定するという方法論自体に無理があるから，そもそもそれらの間にさしたる相関関係があるとは考えられない。
イ　金井式の不合理性
（ア）　金井式は，震源断層面の存在が分からなかった時代のものであり，しかもその適用にあたっては，地震動の減衰をその活断層の中心からの距離によって算定するという正確性に欠ける式である。
（イ）　金井式は，地震の本質がまだよくわからなかった時代には相応に利用されてきたが，マグニチュードが大きくなると，それに応じて実際の震源断層面も広がるので，近距離では現実に合致しないことが早くから指摘されていた。また，地域特性を考慮せず，日本全国一律に適用することの無理も指摘されていた。（ウ）　特に金井式の適用にあたっては，活断層の中心を震源とみなす方法が原子力施設の耐震設計でとられ，地震波が同心円的に距離減衰するとの考え方に立っていたが，この考え方が合理性を失っていることは，現在の知見に照らして明らかである。
ウ　大崎の方法（大崎スペクトル）の不合理性
（ア）　大崎の方法により求められる基準地震動の応答スペクトル（大崎スぺクトル）は，すべての地震動を包含するものではないから，実際の地震動では，耐震設計で想定された以上の力が加わるおそれがある。
（イ）　現在の知見に照らせば，大崎スペクトルも，地震の実相に即していない大雑把な方法でしかない。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　控訴人らの主張の前提について


まず，控訴人らは，耐震設計審査指針が松田式，金井式及び大崎の方法を採用していると主張し，その不合理を主張するが，耐震設計審査指針は，上記各式，方法について直接触れている訳ではない。もっとも，その解説の中で，「地震動の昀大振幅，周波数特性，継続時間，振幅包絡線の経時的変化等と，地震のマグニチュード，震源距離あるいは基盤の岩質等，それぞれの間には，過去の観測結果に基づいて相関関係を求めた研究成果がかなりあり，必要に応じて参考とすべきである。」，「解放基盤表面の地震動の水平方向における昀大速度振幅は，地震動の実測結果に基づいた経験式あるいは適切な断層モデルに基づいた理論値を参照して定めることができる。」との記載があることが認められるが（乙４の３８５頁と３８６頁），ここにおいても，松田式，金井式及び大崎の方法という具体的な式，方法を指定している訳ではない。しかしながら，前記（本節，第２の２）のとおり，本件申請者は，耐震設計をするための地震のマグニチュード，昀大速度振幅，基準地震動の応答スペクトルなどの解析に上記の松田式，金井式及び大崎の方法を使用し，これを審査した科学技術庁及び原子力安全委員会もこれらの式，方法を用いることを是認しているのであるから，控訴人らの主張は，これらの式，方法による解析を是認した本件安全審査の不合理をいうものと解される。
イ　松田式について
（ア）　証拠（乙ハ１６，２４，２５）及び弁論の全趣旨によれば，松田式に関して，次の①ないし③の事実が認められる。
①　松田式は，１９７５年（昭和５０年）に，東京大学地震研究所教授のＤが，「活断層から発生する地震の規模と周期について」という論文の中で提案した式であり，活断層の長さからその断層が引き起こす可能性のある地震の昀大のマグニチュードを推定するための経験式である。
②　松田式においては，１８９１年（明治２４年）に起きた濃尾地震以降の，日本の内陸で発生した地震の規模と活断層の長さが求められている地震データを基にしている。そして，ここで用いる活断層の長さの値は，地震により地表に現れた断層の長さだけでなく，地表に現れなかった断層でも当時の地震学の知見などからその断層の長さが推定できる値も含まれている。
③　松田式は，経験則上合理的なものとして，本件原子炉施設の耐震設計に限らず，他の原子力施設においても，活断層の活動により生ずる地震のマグニチュードを推定するための計算式として，一般的に広く使用され，現在でもそのことに変わりがない。
（イ）　控訴人らは，上記のように松田式の不合理性，不正確性を主張するが，本件全証拠によっても，現在のところ，地震のマグニチュードを予測する方法として，松田式よりも合理的かつ信頼性のある計算式又は手法が確立されているとは認められない。控訴人らが主張する強震動予測の手法が未だ確立された知見とまではいえないことは，前述のとおりである。むしろ，弁論の全趣旨によれば，地震調査研究推進本部の地震調査委員会は，前記のように，糸魚川－静岡構造線断層帯の地震動調査については強震動予測の手法を用いた解析を試みているが，他の地震動調査には松田式を用いていることが窺われるところである。（ウ）　以上のことからすると，Ｃが陳述書（甲ハ８８）で述べる松田式の曖昧さや不確実さを考慮しても，これに代わるべきより信頼性の高い合理的な計算式若しくは手法が確立していない以上，松田式はなお合理性を失っていないというべきである。したがって，松田式が不合理であることを前提とする控訴人らの主張は，採用できない。
もっとも，証拠（乙ハ２３）及び弁論の全趣旨によれば，Ｄは，昀近の論文（平成１０年の「活断層からの長期地震予測の現状　糸魚川－静岡構造線活断層系を例にして」と題する論文）において，新しい計算式（以下「新松田式」という。）を使用して，地震動の計算をしていることが認められる。しかし，証拠（乙ハ２３ないし２５）によれば，新松田式は，地震により陸域の地表に現れた断層の長さのみから地震のマグニチュードを推定しようとするもので，例えば，海域に存在すると合理的に推認される断層などを無視していることから，原子力安全委員会は，原子炉設置の耐震設計に関する安全審査に用いる経験式としては，従来の松田式の方が妥当であると判断したことが認められる。これによれば，新松田式を採用しないとする原子力安全委員会の判断が不合理であるとは認められない。
ウ　金井式について
（ア）　証拠（乙１６）及び弁論の全趣旨によれば，金井式に関して，次の事実が認められる。
①　金井式は，地震動の昀大速度振幅，震源距離及びマグニチュードの関係を表す経験式であり，震源距離とマグニチュードの値が与えられれば，ある地点での地震動の昀大速度振幅を求めることができる。
②　金井式は，解放基盤表面における昀も確からしい地震動の強さを評価する経験式であるが，本件原子炉施設の耐震設計に限らず，他の原子炉施設においても，地震動の強さを求める有用な経験式として一般的に用いられ，現在でも広く活用されている。
（イ）　控訴人らは，金井式につき，「近距離では現実に合致しないことが早くから指摘されていた。」と主張する。
しかし，証拠（乙ハ９）及び弁論の全趣旨によれば，金井式は，当初は，茨城県の日立鉱山の地下坑道内で得られた地震観測記録等に基づいた経験式であったが，昭和４０年に発生した松代群発地震の際に，岩盤表面上における地震動の観測記録が多数得られたことから，この観測記録を基にして震源の近距離まで適用可能な経験式に改訂されたことが認められ，原子力発電所の安全審査の際には，解放基盤表面における昀も確からしい地震動を評価する経験式として，この改訂後の金井式が広く利用されていることが認められるから，控訴人らの上記主張は，直ちには採用できない。
（ウ）　このほか，金井式についての当裁判所の判断は，原判決の説示（原判決第１分冊２８６頁８行目から２９５頁１１行目まで）と同じであるから，これを引用する。
したがって，金井式が不合理であることを前提に，本件安全審査の不合理をいう控訴人らの主張は，理由がない。
エ　大崎スペクトルについて
（ア）　証拠（乙ハ９）及び弁論の全趣旨によれば，大崎スペクトルに関して，次の事実が認められる。
①　大崎スペクトルとは，昭和５３年にＥ東京大学工学部教授（原子力委員会の原子炉安全専門審査会委員）が「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（昭和５３年９月２９日原子力委員会決定）の解説の一部等とすることを目的として，多数の地震動の記録を基にして取りまとめた，耐震設計用の速度応答スペクトル（マグニチュードと震央距離とに応じた解放基盤表面上の地震動の周波数特性）である。


②　大崎スペクトルは，結局のところ，耐震設計審査指針の解説の一部とはならなかったが，本件原子炉施設に限らず，他の原子炉施設においても，基準地震動を評価するガイドラインとして一般的に用いられ，現在でも広く活用されている。（イ）　大崎スペクトルに関する当裁判所の判断は，原判決の説示（原判決第１分冊２９５頁１２行目から３０３頁１行目まで）と同じであるから，これを引用する。
したがって，大崎スペクトルが不合理であることを前提に，本件安全審査の不合理をいう控訴人らの主張は，採用することができない。３　本件原子炉施設敷地直下における断層の存在の可能性
（１）　控訴人らの主張
本件原子炉施設の敷地の直下には，たて方向の条線及び鏡肌や幅１メートルに及ぶ破砕帯があるが，条線や鏡肌は，両側の地盤がずれてできたものであり，敷地直下の２つの地盤が異なる運動をしたことを示している。このような地盤は，耐震設計上で前提とされる健全な地盤とはいえないことは明らかである。また，この幅１メートルに及ぶ破砕帯がどこまで拡がっているかも確認されておらず，それが断層である疑いもある。この条線及び鏡肌の部分や破砕帯が地盤の運動によって生じたものであれば，敷地直下に断層が走っていることになり，地盤の健全性は明らかに損なわれるから，本件安全審査には，看過し難い審理及び判断の欠落がある。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　証拠（乙１６）及び弁論の全趣旨によれば，①　本件許可申請書のボーリング柱状図（本件敷地の地盤のボーリング調査の結果を表わした図面）には，地下約９９メートル付近の記事として，「たて方向の条線及び鏡肌が認められる。」との記載があり，その他にも，ボーリングで採取した岩石に条痕の認められる箇所が複数存在すること，②　断層運動が生じた場合には，摩擦によって，鏡肌（磨かれて鏡のように光沢をもった面のこと）が生じて，通常の場合，その光沢面に条線が残ること，③　本件許可申請書の別のボーリング柱状図には，地下約１５９メートル付近の記事として，「傾斜８０度前後の破砕帯，傾斜８０度前後の幅１ないし２センチメートルのピンク粘土と幅０．５ないし３センチメートルの黒色酸化物」との記載があり，その他にも，いくつか破砕帯の存在を認める記述が存在すること，④破砕帯とは，岩盤の一部が何らかの力により破壊された結果，不規則な割れ目や砕けた岩石や粘土等が，ある幅をもって，ある方向に帯状に連なっているものをいい，大きな断層の場合は，破砕帯を伴うことが多いこと，の各事実が認められる。イ　しかし，証拠（乙１６，乙ニ３の２）によれば，上記の①，②の点については，本件許可申請書のボーリング柱状図中に条線や鏡肌が認められるのはごく一部にすぎない上に，条線の方向が特定方向に連続していないこと，また，鏡肌には条痕の跡がないことが認められ，これらも併せ考えると，上記の条線や鏡肌が断層運動によって生じたものと認めるのは相当でない。また，上記③，④の点についても，証拠（乙１６，乙ニ３の２）によれば，上記破砕帯にピンク粘土や黒色酸化物が存在するということは，地下深層の熱水によって岩石（花崗岩）に変質が生じたと見るのが自然であり，断層運動によって破砕帯が生じたと見るのは困難であることが認められる。
ウ　そうすると，本件許可申請書のボーリング柱状図に，条線及び鏡肌や破砕帯の記述があるからといって，本件敷地の直下に断層があるとは直ちに認めることはできず，甲ニ第３号証の３も上記認定を左右するものではない。よって，控訴人らの上記主張は理由がない。
４　白木－丹生リニアメントの活断層の可能性
（１）　控訴人らの主張
ア　被控訴人は，白木－丹生リニアメントについて，現地調査において確認された露頭（地層や岩石が，土壌や植生に覆われることなく，直接露出している場所のこと。以下，この露頭を「本件露頭」という。）には，粘土化した花崗岩が所々に認められ，その粘土化した花崗岩には，元の花崗岩の岩石組織が残されており破砕されていなかったことを根拠として，白木－丹生リニアメントは断層によって形成されたものではないと主張している。
しかし，このようにいうためには，本件露頭の粘土化帯が白木－丹生リニアメントの線上にあり，かつ，その粘土化帯の位置が地図上に確実に特定される必要がある。被控訴人は，平成１３年１２月１７日付け釈明書で，その位置を図示したが，その位置は漠然としていて，未だ確定できたということはできない。このように，被控訴人は，現時点においても本件露頭の位置を漠然としか主張できないでいるのであるから，それが白木－丹生リニアメントの線上にあるなどといえないことは当然である。むしろ，被控訴人の「リニアメントの線上で粘土化帯を確認した」という主張は，その粘土化帯の位置を地図上で特定できない以上，虚偽とも言うべきものである。
したがって，被控訴人は，本件露頭の位置と白木－丹生リニアメントの走行位置との関係を正しく確認していないのに，本件露頭の粘土化帯の性状を根拠に，白木－丹生リニアメントが断層ではないと判断したものと解される。イ　そもそも，被控訴人のいうリニアメントなるもの自体，その位置が一定していない。活断層研究会の「新編・日本の活断層」の図面と被控訴人の上記釈明書の添付図面とを重ね合わせてみると（図面を拡大コピーして縮尺をそろえて重ね合わせた。），「新編・日本の活断層」がいう白木－丹生リニアメントは，被控訴人がいうリニアメントより，東方にかなり離れたところを走行していることになる。結局のところ，被控訴人は，白木－丹生リニアメントを，「新編・日本の活断層」のいう位置とは異なる位置に勝手に指定し，しかも書面ごとによってその位置を変えた挙句，一方的にその「線上の粘土化帯」なるものを見たというのであって，このような主張に基づく粘土化帯の検証が意味を持たないことは，明らかである。要するに，本件露頭の粘土化帯の性状を根拠に，白木－丹生リニアメントが断層でないと判断するのは，不合理である。
ウ　さらに，被控訴人は，白木－丹生リニアメント沿いに断層変位地形が認められないとして，白木－丹生リニアメントは断層ではないと主張している。しかし，リニアメント自体，直線的な地形なのであるから，断層によって造られた地形である可能性は否定できず，そこに断層であると確定することのできるまでの変位地形はないとしても，そこから直ちに，そのリニアメントを断層ではないと結論付けることはできない。
エ　こうして，被控訴人が白木－丹生リニアメントは断層ではないと言う理由は，ことごとく不合理なものとして否定されてしまうことになり，白木－丹生リニアメントは，断層である可能性が否定できない。


したがって，本件安全審査においては，本件敷地（本件原子炉施設の敷地）の近くを走行する白木－丹生リニアメントを断層として考慮し，そこで生じる地震を想定しなければならないにもかかわらず，それがされなかったのであるから，本件安全審査には，看過し難い過誤，欠落がある。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　白木－丹生リニアメントに関する前提事実
そこで，まず白木－丹生リニアメントに関する前提事実を検討するに，証拠（乙ハ１）及び弁論の全趣旨によれば，次の事実を認めることができる。（ア）　谷や尾根の傾斜急変部，屈曲等の地形的特徴が直線ないしそれに近い状態に配列している場合，その線状の模様の地形をリニアメントと呼んでいる。（イ）　リニアメントは，上空の飛行機から地上を撮影した空中写真等を判読することによって，その存在が認められる。
（ウ）　リニアメントは，それが直ちに活断層を意味するものであるとは限られず，リニアメントに対応する活断層が存在するか否かは，断層変位を特徴づける他の地形的特徴の有無や地表踏査の結果に基づき判断する必要がある。（エ）　我が国において活断層に関する権威ある文献であるとされている活断層研究会編（平成３年初版発行）の「［新編］日本の活断層分布図と資料」（以下「新編・日本の活断層」という。）によれば，本件敷地周辺の白木－丹生間に，ほぼ南北方向に延びる延長約４キロメートルのリニアメント（白木－丹生リニアメント）があるとされている。
（オ）　「新編・日本の活断層」によれば，白木－丹生リニアメントは，活断層の確実度に関する分類（確実度Ⅰから確実度Ⅲまでの３段階）で，確実度Ⅲに分類されているが，確実度Ⅲというのは，「活断層の可能性があるが，変位の向きが不明であったり，他の原因，たとえば川や海の浸食による崖，あるいは断層に沿う浸食作用によってリニアメントが形成された疑いが残るもの」と定義されている。（カ）　「新編・日本の活断層」によれば，確実度Ⅱと確実度Ⅲの区別は，確実度Ⅲは活断層でない可能性が大きいということで確実度Ⅱと区別され，その境は活断層である可能性が半ば以上であるか，それ以下であるかにあると説明されている。イ　白木－丹生リニアメントに関する本件申請者の調査及び本件安全審査の内容証拠（乙９，１６，乙ニ３の１）及び弁論の全趣旨によれば，白木－丹生リニアメントに関する本件申請者の調査及び本件安全審査について，次の事実が認められる。
（ア）　本件申請者は，本件許可申請に際して，白木－丹生リニアメントの周辺地域を詳細に踏査し，確認できる露頭は全て調査し，その結果，①　当該地域の花崗岩には，小規模な粘土化帯がいくつか認められるものの，リニアメントに沿った連続する断層は認められないこと，②　この粘土化帯を不整合に被覆する下末吉相当層に対比される被覆層にも変位が認められないこと，を確認した。（イ）　白木低地帯には，熱水変質（地下深部の温度の高い水溶液等により，岩石を構成している鉱物が化学的に変質する作用）を受け，やや軟質化した花崗岩が分布していた。このことから，本件申請者は，このような地形は一種の選択的浸食によって形成されたもので，その東縁部が白木－丹生リニアメントに反映したものと判断した。
（ウ）　本件許可申請後，科学技術庁の係官や原子力安全委員会の安全審査会（原子炉安全専門審査会）の第１６部会（本件原子炉施設の安全審査を担当した部会）の審査委員らも，白木－丹生リニアメントの周辺地域に赴き，露頭等も実際に調査した。
（エ）　科学技術庁は，本件許可申請書及び上記現地調査に基づいて，白木－丹生リニアメントに関して安全審査を行ったが，その内容は，「敷地付近の白木－丹生リニアメントについては，現地調査の結果，リニアメント付近に小規模な粘土化帯はいくつか認められるものの，リニアメントに沿った連続した断層は認められない。また，粘土化帯を不整合に覆っている下末吉期に対比される地層には，変位は認められない。この他のリニアメントについても現地調査の結果，小規模な粘土化帯は認められるものの，問題となる断層は認められない。以上の結果，敷地付近に判読されたリニアメントは活断層に伴う変位地形でないとすることは妥当と判断する。」というものである。
（オ）　原子力安全委員会は，本件許可申請書及び上記現地調査に基づいて，白木－丹生リニアメントに関して安全審査を行い，白木－丹生リニアメントは活断層の活動によって形成された地形ではないとの結論に達した。その理由につき，第１６部会の審査委員であったＦ（構造地質学及び地史学の専門家で，上記現地調査にも参加した者）は，①　白木－丹生リニアメントに対応する位置に，粘土化した花崗岩が所々認められたが，リニアメントが断層運動によって形成された場合には，その力学的作用によって元の岩石組織は破砕されるのが一般的であるのに対して，現地で確認された粘土化した花崗岩中の岩石組織は，破砕されずそのまま残されていたこと，②　白木－丹生リニアメントが断層運動によって形成された場合の一般的特徴がみられないこと，③　その他断層の活動の存在を示唆するような地形的特徴が認められないことを挙げており，このことから，上記の粘土化帯は，断層活動以外の原因で生じた節理面（岩石の割れ目）を有する花崗岩が熱水変質作用を受けて生じたものと考えられるとし，白木－丹生リニアメントは，粘土化した軟弱な部分が選択的に浸食されることによって低地帯が形成され，その端部が線状模様になった地形であると考えるのが合理的であると説明している。
ウ　上記の点に関する安全審査の合理性
上記の本件申請者の調査内容並びに科学技術庁及び原子力安全委員会の安全審査の内容に不合理と思われるところはなく，また，第１６部会の審査委員であったＦの説明にも不合理な点はないと認められる。そして，このことに加えて，前述のように，「新編・日本の活断層」において，白木－丹生リニアメントが確実度Ⅲに分類されていることも併せ考えると，白木－丹生リニアメントは断層の活動によって形成された地形ではないと認めるのが相当である。


エ　本件露頭の位置が不明確との控訴人らの主張について（ア）　控訴人らは，本件申請者等が調査，確認したという本件露頭の位置が被控訴人の釈明によっても漠然としていて確定されていない，と主張する。被控訴人は，平成１３年１２月１７日付け釈明書で，本件露頭の位置を図面（縮尺２万５０００分の１）上に示しているところ，この釈明書によれば，本件露頭の場所は，釈明書添付図面の小さい長方形（縦約７ミリメートル，横約６ミリメートルで，これを実際の距離に換算すると，おおよそ縦約１７５メートル，横約１５０メートルである。）の枠内に示されている。これによれば，確かに１地点として特定して図示されているわけではないが，「白木峠」や「丹生大橋」の他に，丹生と白木とを結ぶ道路も図示され，縮尺も明示されていることも踏まえると，本件露頭が全く不特定で位置関係が不明であるとまではいうことができず，控訴人らの上記主張は理由がない。
なお，控訴人らは，本件申請者が白木－丹生リニアメントの線上の本件露頭を調査，確認したとの被控訴人の主張は虚偽であるとも主張しているが，その虚偽との主張の根拠は，本件露頭の位置が図面上に明確に特定されていないとすることにある。しかし，被控訴人が示した本件露頭の位置関係が不明であるとまではいえないことは，上記認定のとおりである。さらに付言すれば，被控訴人の上記釈明書の添付図面からは，本件露頭の存在する位置周辺は山間部であることが窺われるから，地図上で明確に１地点として特定できないとしても，やむを得ないというべきである。したがって，控訴人らの上記主張は失当である。
（イ）　また，控訴人らは，被控訴人が上記釈明書添付図面において図示したリニアメントの位置は，「新編・日本の活断層」の示す「白木－丹生リニアメント」の位置とは異なっていると主張する。
しかしながら，リニアメントは，上空からの空中写真等を判読することによってその存在が確認されるものであるところ，前述のとおり，白木－丹生リニアメントは，確実度Ⅲという確実度の低いリニアメントであるから，その線状模様は必ずしも明確でないことが窺われる。しかも，「新編・日本の活断層」では，白木－丹生リニアメントは１００万分の３の縮尺図に点線で表示されているに過ぎないから，これを実地に当てはめれば，一定の幅があるのは当然である（地図上の１ミリメートル幅は，実地での３３３メートル幅に相当する。）。したがって，現地においてその所在を実際に確認することは，容易なことではないと推認される。本件申請者が白木－丹生リニアメントの周辺を詳細に踏査し，確認できる露頭をすべて調査したというのも，このような事情によるものと思われる。しかるに，控訴人らの主張するところによれば，控訴人らにおいて，縮尺の異なる上記釈明書添付図面（縮尺２万５０００分の１）と「新編・日本の活断層」の地図（縮尺１００万分の３）を，一方を拡大コピーして縮尺を合わせて重ね合わせたところ，後者の地図上に示されている白木－丹生リニアメントは，前者の図面のそれよりも，東側にかなり離れている，というのである。しかし，このような作業に基づく主張は，前述した諸事情（本件露頭の場所が山間部であること，白木－丹生リニアメントの線状模様はもともと明確でないこと，地図上に示されたリニアメントは，実地に当てはめれば，一定の幅があることなど）に照らせば，全く無意味というほかない。
そして，上記釈明書の添付図面に示された本件露頭の場所は，「新編・日本の活断層」の地図に示された白木－丹生リニアメントの線上又はその周辺にあることは明らかであるから，控訴人らの上記主張は理由がない。オ　白木－丹生リニアメントが活断層でないと断定できないとの控訴人らの主張に
ついて
控訴人らは，白木－丹生リニアメント沿いに断層変位地形といえるまでのものが認められないとしても，これだけで直ちに同リニアメントが活断層でないと断定することはできないと主張する。
しかしながら，前記ア，イで認定した事実によれば，本件安全審査において，白木－丹生リニアメントを活断層ではないと判断したことには，合理的根拠があるということができ，その調査審議及び判断の過程に過誤，欠落があるとは認められない。したがって，控訴人らの主張は理由がない。
５　巨大震源断層面の存在と複数活断層の同時活動の可能性
（１）　控訴人らの主張
ア　巨大震源断層面の存在を想定しない本件安全審査の不合理性現在の知見によれば，地震現象の本体は，震源断層面のズレ破壊であり，活断層（地表地震断層）は，震源断層面の昀上部が地表に達して出現したものでしかない。したがって，活断層があれば，その前後の地下深くに巨大な震源断層面を想定しなければならない。まして複数の断層が近傍にあれば，その地下には，複数の断層を跨ぐさらに巨大な震源断層面を想定しなければならないのは当然である。それにもかかわらず，本件許可処分においては，①本件原子炉施設の本件敷地北方の海底に存在する活断層及びその前後の延長線上の本件敷地直下を走ると思われる活断層から想定すべき巨大な震源断層面，②甲楽城断層とＳ１断層，山中断層，柳ヶ瀬断層系との間に想定すべき巨大な震源断層面，③Ｓ－２１ないしＳ－２７断層と野坂断層との間に想定すべき巨大な震源断層面を，いずれも想定していない。かかる巨大震源断層面がズレ破壊を起こせば，これに関係する活断層もすべて同時に活動することになるから，本件安全審査で想定した規模を上回る地震の発生が予想される。本件安全審査はかかる点を考慮しておらず，不合理である。イ　複数の活断層の同時活動を想定しない本件安全審査の不合理性巨大震源断層面を想定しなくても，現在の知見によれば，近接する活断層は，それがたとえ連続性や関連性を欠く場合であっても，同時に動く可能性があるとされている。本件安全審査は，このようなことを考慮していない点において，不合理である。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　巨大震源断層面の存在の可能性
活断層が存在する場合，その直下に震源断層面の存在することを想定すべきとの主張は，理解することができるが，近傍に複数の活断層があれば，当然にそれらを跨ぐ巨大な震源断層面を想定すべきであるとの主張は，合理的根拠を欠くものというほかない。そのような巨大震源断層面の存在は，無条件に想定すべきものではなく，現在の科学水準に照らし，様々な調査に基づく詳細な情報から認定すべきものである。


本件安全審査においては，前記のとおり（本節，第２の２，３），本件原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある活断層，その活断層相互の関係，活断層の活動から予想される地震の程度などについて評価がされているが，ここでは，控訴人らの主張する領域に巨大な震源断層面を想定すべきかどうかについて，検討する。（ア）　本件原子炉施設の本件敷地北方の海底に存在する活断層及びその前後の延長線上の本件敷地直下を走ると思われる活断層から想定すべき巨大震源断層面（あ）　控訴人らは，「本件原子炉施設の敷地北方の海底にはＳ－１５，Ｓ－１６及びＳ－１７断層がある。地表地震断層が出現しない場合であっても，Ｍ７．３程度の地震が発生しうることからして，実際にこの地震断層が現れたときの地震の規模は，Ｍ７．３程度であった可能性がある。それ故に，この３個の断層から推認される震源断層面の活動による昀大の地震のマグニチュードは，少なくとも７．３と見る必要があり，その断層面の長さは，３５ないし４０キロメートル程度ということになる。したがって，この震源断層面は，本件原子炉施設の敷地付近の直下，白木－丹生リニアメントの直下を通り，その前後に長く深く存在するものと考えられる。」と主張する。
（い）　しかしながら，「断層面の長さは，３５ないし４０キロメートル程度」という控訴人らの主張は，地表地震断層が出現しない場合であっても，Ｍ７．３程度の地震が発生しうることを前提にするものであるが，かかる事態の発生が絶無ではないとしても，そのような前提が成立する科学的経験則が存在するとは認められない。
（う）　のみならず，証拠（乙１６）によれば，海上保安庁の音波探査結果によっても，白木北方沖合については，Ｓ－１７断層と陸域との間には断層の存在が確認されていないことが認められる。そして，白木－丹生リニアメントが活断層とは認められないことは，既に認定のとおりである。
（え）　そうすると，Ｓ－１５，Ｓ－１６及びＳ－１７断層と白木－丹生リニアメントとの間には，そもそも連続性は認められないのであるから，Ｓ－１５，Ｓ－１６及びＳ－１７断層並びに本件原子炉施設敷地付近直下，白木－丹生リニアメントの直下及びその前後に，巨大な震源断層面を想定するのは現実的ではない。それ故，本件安全審査において，かかる巨大震源断層面を想定しなかったとしても，それが不合理であるということはできない。
（イ）　甲楽城断層とＳ１断層，山中断層，柳ヶ瀬断層系との間に想定すべき巨大
な震源断層面
（あ）　控訴人らは，甲楽城断層とＳ１断層，山中断層，柳ヶ瀬断層系は，１つの断層系としてみる必要があり，これらが活動したときには，Ｍ８級もしくはそれに近い規模の大きな地震が発生することを想定しなければならない。」と主張する（なお，控訴人らの主張するＳ１断層とは，甲楽城断層の北側の海域に位置する断層で，「新編・日本の活断層」＜乙ハ１の２６６頁＞においてＳ１と符号が付されている断層のことを指すものと解され，本件許可申請書＜乙１６の６－３－１０１頁＞の第３，２－２１図におけるＳ－１断層とは異なると解される。）。（い）　そこで検討すると，前記認定事実（本節，第２の２，３）に，証拠（乙９，１６，１４の３）及び弁論の全趣旨を総合すると，次の事実が認められる。ａ　本件申請者は，文献調査，空中写真判読，地表踏査及び海域についての海上保安庁の音波探査結果等を基にして，本件敷地周辺の活断層に関して調査検討した。ｂ　その結果，本件申請者は，次の①ないし③のように判断して，本件許可申請書にもその旨記載して，本件許可申請を行った。
①　柳ケ瀬断層は，琵琶湖北端の滋賀県伊香郡木之本町付近から，福井県南条郡今庄町上板取に至る区間にあるとされ，谷の直線性が断層地形を示唆するものとして推定されている断層であり，その長さは，木之本町から上板取北方の二ッ屋跡までの全長２８キロメートルであると判断される。
②　甲楽城断層は，南条郡河野村大谷から干飯崎間にある海岸が断層崖であるとして指摘されている断層であり，陸域にみられる部分（約１．５キロメートル）と海域の部分（Ｓ－８断層，約１８．５キロメートル）とは連続するものとし，大谷沢から干飯崎沖までの長さ２０キロメートルの断層として判断される。③　柳ケ瀬断層とその北側に位置する甲楽城断層との関連については，空中写真判読の結果から両断層を連続するリニアメントが認められないこと，現地調査結果から柳ケ瀬断層の北に連続する破砕帯が認められないこと，柳ケ瀬断層の両側の古生層は構成岩種や地質構造が明瞭に異なっているが，甲楽城断層南端部では両側の地質に明瞭な差異がないこと，さらに，両断層は異なる傾斜（柳ケ瀬断層は５０度ないし６０度の西側傾斜，甲楽城断層は６０度の東側傾斜ないし９０度の垂直方向）を示し，破砕帯の条線は各々異なった産状を示していることなどから，両断層には連続性はない。
ｃ　科学技術庁及び原子力安全委員会は，本件申請者の本件許可申請書及びその添付書類に基づいて，本件敷地周辺の活断層に関する詳細な文献調査，空中写真判読，地表踏査及び海域についての海上保安庁の音波探査結果等を総合的に検討し，個々の断層同士が互いに連続性を有しているかどうかを判定し，上記ｂの本件申請者の判断は相当であると判断した。
（う）　以上の事実によれば，柳ケ瀬断層とその北側に位置する甲楽城断層とは互いに連続性はないとした本件申請者の判断及びこれを肯認した科学技術庁及び原子力安全委員会の判断には，格別不合理な点はないものと認められる。そうすると，柳ケ瀬断層と甲楽城断層との間には連続性がないものと認めるのが相当である。これに対して，甲ニ第３の２によれば，別件の民事訴訟においてＧ証人が柳ケ瀬断層と甲楽城断層とは連続している旨の証言をしていることが認められるが，その根拠を合理的に説明するものではなく，採用できない。（え）　なお，この点について，控訴人らは，地震調査研究推進本部も，甲楽城断層，山中断層，柳ヶ瀬断層を同時に活動し得る「柳ヶ瀬断層帯」としてとらえていると主張して，これを自らの主張の根拠としている。


なるほど，文部科学省作成の「地震の発生メカニズムを探る（発生のしくみと地震調査研究推進本部の役割」と題するパンフレット（甲ハ８７）には，地震調査研究推進本部が調査の対象とした活断層が図示されており，その１つとして，「６２柳ヶ瀬断層帯」という表記がなされていることが認められる。しかしながら，証拠（甲ハ２３，乙ハ１０の１，２２）及び弁論の全趣旨によれば，
ａ　地震調査研究推進本部は，活断層調査の対象とする活断層の選定基準として，「『新編・日本の活断層』（平成３年初版）において，原則として，確実度ⅠまたはⅡ，かつ活動度ＡまたはＢ，かつ以下の①ないし③の基準のどれかを満たすものの中から選択するものとする」との基本的な考え方を示し，この基準に基づいて，
調査の対象とする活断層を選定したこと，
①　長さ２０ｋｍ以上のもの。
②　長さ１０ｋｍ未満の場合で，ほぼ同じ走向を有する複数の活断層が，５ｋｍ間隔以内に隣接して分布し，その全長が２０ｋｍ以上に及ぶ活断層帯（群）を形成するもの。
③　長さ１０～２０ｋｍの場合で，ほぼ同じ走向をもつ他の１０ｋｍ以上の活断層（帯，群）と，１０ｋｍ以内に隣接して分布し，その全長が２０ｋｍ以上に及ぶ活断層帯（群）を形成するもの。
ｂ　「新編・日本の活断層」によれば，甲楽城断層の長さは１６キロメートル，柳ヶ瀬断層の長さは３７キロメートルとされており，両断層は１０キロメートル以内に隣接していること，の各事実が認められ，以上によれば，甲楽城断層と柳ヶ瀬両断層は，上記基準③に該当することから，地震調査研究推進本部の調査対象として選定され，上記のパンフレットにおいても，「６２　柳ヶ瀬断層帯」と表記されたことが推認される。
しかしながら，地震調査研究推進本部の断層調査の選定基準に活断層の同時活動性は挙げられていないのであるから，上記パンフレットに「６２　柳ヶ瀬断層帯」との表記があるからといって，必ずしも，甲楽城断層と柳ヶ瀬両断層との同時活動性を地震調査研究推進本部が肯定していると認めることはできない。（お）　以上のとおりであって，柳ケ瀬断層と甲楽城断層との間に連続性があるとは認められないから，その余の点について検討するまでもなく，甲楽城断層とＳ１断層，山中断層，柳ヶ瀬断層系を１つの断層系としてみて，巨大な震源断層面を想定すべきであるとの控訴人らの主張は理由がない。
（ウ）　Ｓ－２１ないしＳ－２７断層と野坂断層との間に想定すべき巨大震源断層面（あ）　控訴人らは，「Ｓ－２１ないしＳ－２７断層と野坂断層も１つの断層系としてみる必要がある。」と主張する。
（い）　そこで検討すると，前記認定事実（本節，第２の２，３）に，証拠（乙９，１６，１４の３）及び弁論の全趣旨を総合すると，次の事実が認められる。ａ　本件申請者は，文献調査，空中写真判読，地表踏査及び海域についての海上保安庁の音波探査結果等を基にして，本件敷地周辺の活断層に関して調査検討した。ｂ　その結果，本件申請者は，次の①ないし③のように判断して，本件許可申請書にもその旨記載して，本件許可申請を行った。
①　野坂断層は，文献によれば，三方郡美浜町北田付近から関峠，敦賀市長谷に至る数キロメートルの断層とされている。空中写真判読によれば，北田から長谷までの約７キロメートルに溝状凹地，三角末端面などの直線的配列が認められ，長さ７キロメートルでＢ級の活動性を有する断層と推定される。②　海上保安庁の調査資料によれば，敦賀半島西方海域に，長さ２ないし４．５キロメートルの雁行状の全長約１７キロメートルに及ぶ断層（Ｓ－２１ないしＳ－２７断層）が推定される。
③　野坂断層とその北側海域に位置するＳ－２１ないしＳ－２７断層との関連については，地質構造上調和的であるが，音波探査の結果，両断層間の海域には断層が認められないことから，Ｓ－２１ないしＳ－２７断層と野坂断層とは連続しないものと判断する。
ｃ　科学技術庁及び原子力安全委員会は，本件申請者の本件許可申請書及びその添付書類に基づいて，本件敷地周辺の活断層に関する詳細な文献調査，空中写真判読，地表踏査及び海域についての海上保安庁の音波探査結果等を総合的に検討し，個々の断層同士が互いに連続性を有しているかどうかを判定し，上記ｂの本件申請者の判断は相当であると判断した。
（う）　以上の事実によれば，野坂断層とその北側海域に位置するＳ－２１ないしＳ－２７断層とは互いに連続性はないとした本件申請者の判断及びこれを肯認した科学技術庁及び原子力安全委員会の判断には，格別不合理な点はないと認められ，野坂断層とＳ－２１ないしＳ－２７断層との間には連続性がないと認めるのが相当である。
（え）　したがって，Ｓ－２１ないしＳ－２７断層と野坂断層も１つの断層系として，巨大な震源断層面を想定すべきであるとの控訴人らの主張は理由がない。
イ　複数の活断層の同時活動の可能性
（ア）　控訴人らは，巨大震源断層面のことを想定しなくとも，現在の知見によれば，近接する活断層は，たとえそれらが連続性や関連性を欠くものであっても，同時に活動する可能性があるとされていると主張する。そして，甲ニ第３号証の１ないし４（別件の民事訴訟における証人Ｇの証人尋問調書）や甲ハ第８８号証（Ｃの陳述書）は，これに添うものであるが，これによっても，上記見解が学会の通説であり，現在の科学水準に照らし，知見として確立されているとまでは認めるに足りない。要するに，弁論の全趣旨によれば，地震は，人間が直接観察することのできない地下深部の自然現象であるから，傾斜，方向などを異にし，相互に関連性を欠く活断層であっても，その同時活動の可能性を絶対的に否定することはできないものの，これまでの経験，研究の結果からは，それぞれの活断層の位置，形状，地質構造，発生起源，連続性などの調査を尽くせば，関連性が認められない活断層の同時活動の可能性は，極めて小さいと一般的には考えられていることが認められる。（イ）　控訴人らは，複数の活断層が同時に動いた実例として，兵庫県南部地震を援用する。


兵庫県南部地震において，複数の活断層が同時に活動したことは，当事者間に争いがない。しかしながら，証拠（甲ハ６０）によれば，同地震は，その余震分布等からみて，既知の活断層の密集帯である六甲－淡路断層帯（六甲山地南東麓から淡路島北部にかけて，北東－南西方向に連続，走向する活断層群）の一部が変位して発生したものと認められ，相互に関連しない活断層が同時に活動したものとは認められない。
（ウ）　控訴人らは，現在では政府機関も活断層の同時活動を前提とした調査を行っているとして，前記の糸魚川－静岡報告書を引用する。（あ）　しかしながら，証拠（乙ハ２１の１，２）及び弁論の全趣旨によれば，糸魚川－静岡報告書の調査対象の設定基準及びその理由は，次のとおりであることが認められる。
ａ　同報告書は，前述のように，地震調査研究推進本部の地震調査委員会強震動評価部会が，特定の活断層を起震断層とする強震動評価手法を適用する昀初の段階として，「糸魚川－静岡構造線断層帯（北部，中部）」を対象に調査した試算結果を，平成１３年５月に中間報告として公表したものである。ｂ　強震動評価部会は，糸魚川－静岡構造線断層帯の巨視的震源特性を検討するに当たり，地震調査委員会長期評価部会が行った同断層帯の活断層についての評価，特に当該活断層の形状についての全体像の評価結果（以下「形状評価結果」という。）を参考とし，同時に活動する起震断層の範囲の設定については，形状評価結果が画くシナリオのうち，「北部・中部の領域が同時に動くシナリオ」を採用した。その理由として，強震動評価部会は，「同時に動くシナリオは，すべり方向が北部では東側隆起の逆断層，中部では左横ずれ成分が卓越した断層と，相互に異なっており，すべり方向が異なる断層帯が同時に動くというもので議論のあるところである。しかし，このシナリオが昀も強震動の範囲が広くなり，防災対策を確実に行う際に利用するのには適当であると判断したことと，北部・中部のずれの向きが連続的に変化している可能性があることからである。」と述べている。ｃ　強震動評価部会が参考にした「形状評価結果」は，地震調査委員会が平成８年９月に「糸魚川－静岡構造線活断層系の調査結果と評価について」としてとりまとめた評価結果（以下「活断層評価結果」という。）を，長期評価部会が昀近の研究成果等を参考にして，特に当該断層の形状についての全体像を評価したものである。
ｄ　長期評価部会は，「形状評価結果」において，「地震を発生させる断層区間について，『北部』及び『中部』については，断層の幾何学的配置・形状，ずれの向き及び活動間隔が異なっていることから，それぞれ個別に活動する可能性が高いものの，約１２００年前には連動した事例も見られている。『活断層評価結果』では，『牛伏寺断層を含む区間』としながらも，『どこまでかは判断できない。』としている。」と述べ，長期評価部会としても「地震を発生させる区間は，現時点では特定でき」ないとして，可能性のあるシナリオを６通り示した。ｅ　強震動評価部会が採用した「北部・中部の領域が同時に動くシナリオ」は，長期評価部会が示した６つのシナリオのうち昀も厳しいシナリオである。（い）　以上の事実が認められるが，これによれば，強震動評価部会は，糸魚川－静岡構造線の活断層を起震断層とする強震動評価の試算をするに当たり，同時に活動する起震源断層の区間の設定につき，すべり方向や活動間隔が異なる「北部」と「中部」の断層帯が同時に動くシナリオを採用していることが認められる。しかし，地震調査委員会は，「活断層評価結果」で，同時に発生する地震の区間は現時点では特定できないとし，長期評価委員会は，「形状評価結果」で，「北部」と「中部」の断層帯は個別に活動する可能性が高いとし，強震動評価部会でも，「糸魚川－静岡報告書」において，すべり方向の異なる断層帯が同時に動くことには議論のあるところであると述べているところである。
それにもかかわらず，強震動評価部会が強震動評価の試算において，「北部・中部の領域が同時に動くシナリオ」を採用したのは，このシナリオが昀も強震動の範囲が広くなり，防災対策を確実に行う際に利用するのには適当であったこと，また，北部・中部の断層のずれの向きが連続的に変化している可能性があったからである。
（う）　そうすると，強震動評価部会がすべり方向の異なる断層帯が同時に動くというシナリオを採用したのは，決してそのような知見が確立されているからではなく，多分に防災対策的要素を考慮した結果であると認められる。したがって，糸魚川－静岡報告書に基づく控訴人らの主張は採用できない。
６　直下地震に関する耐震設計審査指針の不合理性
（１）　控訴人らの主張
耐震設計審査指針は，「基準地震動Ｓ２として考慮する近距離地震にはＭ＝６．５の直下地震を想定するものとする。」と規定している。しかし，直下地震の想定としてＭ６．５で足りるとした根拠が明らかではなく，耐震設計審査指針策定当時としても，不充分な想定であったと認められる。現に，平成１２年の鳥取県西部地震は，これまで活断層が認められなかった地域に発生したものであるが，そのマグニチュードは７．３であった。このような事実に照らせば，地表地震断層（活断層）が存在しないところでも，少なくとも，Ｍ７．３程度の直下地震を想定すべきである。したがって，直下地震としてＭ６．５の地震を想定すればよいとする耐震設計審査指針は不合理である。
（２）　控訴人らの主張に対する判断


ア　直下地震に関する耐震設計審査指針の規定内容を見ると，前記認定（本節，第１の３）のとおり，「基準地震動Ｓ１，Ｓ２を生起する地震については，近距離及び遠距離地震を考慮するものとする。なお，基準地震動Ｓ２には，直下地震によるものもこれに含む。」と定められ，証拠（乙４）によれば，その「解説」には，「基準地震動の策定に当たって基準地震動Ｓ２として考慮する近距離地震にはＭ＝６．５の直下地震を想定するものとする。」と記載されていることが認められる。イ　耐震設計審査指針が上記のように，基準地震動Ｓ２（設計用限界地震）の想定に当たり，近距離地震としてＭ６．５の直下地震を考慮するものとしているのは，設計用限界地震の想定には，既に，①過去の地震の発生状況，②その活動度の大小の程度を考慮した敷地周辺の活断層の性質，③地震地体構造に基づき，地震学的知見に工学的見地からの検討を加えて，このうち昀も影響の大きいものを想定するとの条件を課した上で，念には念を入れるとの考え方から，無条件に直下地震の想定を求めたものと解される（乙４，弁論の全趣旨）。直下地震の規模をＭ６．５とした理由は定かではないけれども，これまでの研究によれば，Ｍ６．５以下の地震では，極く一部の例外を除き，活断層が地表に現れることはないこと，他方，Ｍ６．５以上の地震の場合には，地盤が極めて堅牢強固な地域であれば，Ｍ７程度の大地震でも活断層が出現しないことはあるものの，一般的には，活断層が地表に現れる場合が多いことが認められる（甲ハ４１，乙ニ３の２，弁論の全趣旨）。上記のような設計用限界地震の想定条件及び直下地震を想定する趣旨に加え，本件安全審査において参考として用いられた審査基準である「原子力発電所の地質，地盤に関する安全審査の手引き」（第１章，第１節，第６の１の（２）の⑱）は，敷地（原子炉施設の設置予定場所）及びその周辺（陸地については，半径３０キロメートルの範囲）の地質並びに敷地の基礎岩盤について詳細な調査を行うことを求めている（乙４）。そして，本件申請者がそのような調査を実施し，かつ，本件原子炉施設敷地直下に断層の存在が認められないことを確認し，本件安全審査もその調査結果を妥当と判断したことは，前記認定（本節，第２の３，第３の３）のとおりである。
以上のことからすると，耐震設計審査指針は，「原子力発電所の地質，地盤に関する安全審査の手引き」の定める敷地及びその周辺の詳細な地質，地盤の調査を前提に，直下地震を想定することを定めていると認めることができるから，その地震規模をＭ６．５としたことは，原子力安全委員会が専門技術的裁量に基づいて定めた審査基準であり，その審査基準が不合理であるとは認められない。ウ　控訴人らは，平成１２年に発生した鳥取県西部地震を例に，直下地震の規模をＭ６．５としたのは不合理であると主張する。
証拠（甲ハ７５ないし７７）によれば，①　平成１２年の鳥取県西部地震のマグニチュードは７．３と観測されていること，②　鳥取県西部地震について報道した新聞記事（甲ハ７６）によると，気象庁は，「断層が横ずれを起こしたことによって地震が発生したが，この断層の存在を知らなかった。」旨の説明をしていること，の各事実が認められる。
しかし，鳥取県西部地震の震源地及びその周辺部の地質構造は不明であり，地盤，地質及び断層などについて，これまで原子炉施設設置の際に行われるような詳細かつ濃密な調査が行われたことを認めるに足りる証拠はない。むしろ，弁論の全趣旨によれば，鳥取県西部地震については，現在，専門家による調査が行われている段階であり，同地震の全体像につき科学的に十分な考察を遂げた学術論文等は，いまだ公表されていないことが認められる。
そうすると，たとえ，鳥取県西部地震が活断層の存在が知られていなかった地域における地震であり，その規模がＭ７．３程度のものであったとしても，現時点においては，そのことをもって耐震設計審査基準が不合理であるということはできない。控訴人らの主張は理由がない。
７　鉛直地震力に関する耐震設計審査指針の不合理性
（１）　控訴人らの主張
ア　耐震設計審査指針は，「設計用昀強地震及び設計用限界地震による地震力」の算定方法について，「水平地震力は，基準地震動の昀大加速度振幅の１／２の値を鉛直震度として求めた鉛直地震力と同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。」と定めている（同指針の「５　耐震設計評価法」「（２）　地震力の算定方法」「①　設計用昀強地震及び設計用限界地震による地震力」の項）。しかし，鉛直方向の地震力を水平方向の地震力の１／２でよいとする点は，現在の知見に照らせば不合理である。何故なら，現在の知見によれば，鉛直方向の地震力の水平方向の地震力に対する比は，距離が非常に近くなると大きくなり，マグニチュード７では０．８８に，マグニチュード８では１．０２に近づくことが分かってきているからである。
したがって，耐震設計審査指針は，この点において不合理である。イ　また，耐震設計審査指針では明確にされていないが，実際に行なっている設計では，鉛直地震力は，単に力として静的に作用させているだけで，波として動的に作用させて地震動量を算定しているわけではない。要するに，この指針が実際に適用されている審査の場面では，鉛直地震力の動的解析は不要なものとして扱われている。しかし，地震による実際の振動に対して安全であるかどうかは，振動による共振等の影響がどれほどかが分からなければ，判定できるものではない。したがって，耐震設計審査指針が，水平方向の振動についてのみ動的解析を求め，鉛直方向の振動にこれを求めないのは不合理である。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　鉛直地震力の水平地震力に対する比の妥当性


控訴人らは，現在の知見では，鉛直方向の地震力の水平方向の地震力に対する比は，距離が非常に近くなると１に近づくことが明らかになっていると主張する。（ア）　そこで，検討すると，証拠（甲ハ９２の添付資料⑯及び⑲）によれば，「原子炉施設の耐震設計」（１９８７年５月３１日発行　監修　大崎順彦，渡部丹）という文献には，「Ｎｅｗｍａｒｋらは，上下動の昀大加速度は水平動の約２／３としている。また，渡部らは，岩盤での地震観測記録を解析して，昀大加速度および昀大速度の水平動に対する上下動の比は，震源近傍では１に近いが，距離が増すと０．４－０．６の比になるとしている。」との記述があり，また，「動的外乱に対する設計」（１９９９年５月１０日発行　編集著作人　社団法人日本建築学会）という文献には，「強震記録の統計解析から，水平動に対する上下動の昀大加速度および昀大速度の比は０．５弱の値が平均として得られており，平均的には上下動の振幅は水平動の約半分とみなせる。しかし，この比は一定ではなく，震源に近づくとやや大きくなる。例えば，１９９４年ノースリッジ地震や１９９５年兵庫県南部地震で震源付近で得られた記録を整理すると，この比は０．７前後の値を示す。他の統計解析からも，（中略）水平動に対する上下動の昀大加速度の比は，距離が非常に小さくなると１に近づく。」との記述のあることが認められる。しかし，上記「原子炉施設の耐震設計」という文献には，同時に，「上下地震動の性状に関する研究は少ない」との記述もあることが認められる。また，上記各文献の記述の根拠となるデータの観測地点の地盤，地質がどのようなものであったのかの説明はされていない。
（イ）　ところで，上記「動的外乱に対する設計」は，「水平動に対する上下動の昀大加速度の比は，距離が非常に小さくなると１に近づく。」と結論付けるのに，兵庫県南部地震の震源付近で得られた記録を整理したことをその理由の１つに挙げている。
しかし，証拠（甲ハ６０）によれば，次の事実が認められる。ａ　原子力安全委員会は，兵庫県南部地震を契機に「平成７年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐震安全検討会」を設置し，安全審査に用いられる耐震設計に関する関連指針類の妥当性等について検討して，その検討結果を報告書に取りまとめ
たこと
ｂ　それによると，観測記録の中には，上下動が水平動を上回るものもみられたが，一般に軟弱な表層地盤がある場合，水平方向の加速度の増幅が抑えられ，上下方向の加速度が相対的に大きくなる場合があるとされていることや，観測記録の中には，高層ビルの地下階のもののように，構造物の影響を強く受けていると考えられるものもあるところから，埋立地盤の観測記録と構造物の影響を強く受けていると思われる観測記録を除いた１２５点の観測記録を検討すると，上下動と水平動の昀大加速度振幅の比は，平均的にほぼ２分の１を下回る結果が得られたことｃ　上下動と水平動の両方向の地震動が作用する場合，一般に上下方向と水平方向の地震動の昀大加速度の生起時刻及び施設の上下方向と水平方向の振動特性の差などにより，両方向の昀大応答の発生時刻が異なるので，観測記録のうち時刻歴波形の得られている２３点を検討したところ，水平方向の昀大加速度の発生時刻における水平方向に対する上下方向の加速度振幅の比を分析すると，その平均値は０．１程度，昀大値は０．３程度となり，２分の１を大きく下回る結果が得られたことｄ　この分析によれば，断層からの距離が０．５キロメートルと非常に近いところでも，水平方向に対する上下方向の加速度振幅の比は，０．２ないし０．３程度と
の結果が得られていること
（ウ）　以上の事実によれば，兵庫県南部地震の観測記録を細かく分析すると，必ずしも，「水平動に対する上下動の昀大加速度の比は，距離が非常に小さくなると１に近づく」とはいえないことが明らかである。上記（ア）の各文献の記述は，その根拠となった観測データが如何なる条件下のものか全く不明であり，上記（イ）の認定事実に鑑みれば，その記述の内容を直ちに受け入れることはできない。よって，この点に関する控訴人らの主張は理由がない。イ　鉛直地震力について動的解析を求めないことの妥当性（ア）　耐震設計審査指針は，「設計用昀強地震及び設計用限界地震による地震力」の算定方法について，「水平地震力は，基準地震動の昀大加速度振幅の１／２の値を鉛直震度として求めた鉛直地震力と同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。」と定めているが，それに続いて「ただし，鉛直地震度は高さ方向に一定とする。」と述べているから，同指針は，鉛直地震力については，動的解析を求めていないと解される。
（イ）　控訴人らは，鉛直地震力につき動的解析をしないことを非難するが，証拠
（甲ハ６０）及び弁論の全趣旨によれば，
（あ）　一般に地震時の構造物の設計を支配するのは水平地震力であり，鉛直地震力の影響は少ないものと考えられており，そのため，耐震設計審査指針も，地震力の算定につき，想定すべき鉛直地震力を水平地震力の昀大加速度振幅の２分の１と
していること，
（い）　原子炉施設の構造物は原則として剛構造とされ，バランスよく配置された厚い壁で構成された鉄筋コンクリートの壁式構造が主体であり，上下方向の地震力
に対して大きな安全余裕を有していること，
が認められる。
（ウ）　以上の事実によれば，耐震設計の審査基準として，Ａクラスの施設に対する地震動の影響を考える上で，水平地震力のみならず鉛直地震力についても動的解析を行うか否かは，原子力安全委員会の専門技術的裁量の範囲内のことであり，鉛直地震力につき動的解析を求めないとしたことが不合理であるとまでは認められない。よって，控訴人らの主張は理由がない。
８　超高層建築物の規制要件を満たさない耐震設計の不合理性
（１）　控訴人らの主張
ア　本件原子炉施設の原子炉建物は，高さが６０メートルを超える建築物であるが，建築基準法施行令３６条３項は，高さが６０メートルを超える建築物を「超高層建築物」としている。


（ア）　ところで，超高層建築物については，建築基準法２０条，同法施行令３６条４項の規定により，「超高層建築物の構造方法は，（中略）第８１条の２の規定により国土交通大臣が定める基準に従った構造計算によって安全性が確かめられたものとして国土交通大臣の認定を受けたものとしなければならない。」とされ，同法施行令８１条の２は，「超高層建築物の構造計算は，建築物の構造方法，振動の性状等に応じて，荷重および外力によって建築物の各部分に生ずる力及び変形を連続的に把握することにより，建築物が構造耐力上安全であることを確かめることができるものとして国土交通大臣が定める基準に従った構造計算によらなければならない。」と定めている。そして，国土交通大臣が定める基準として制定されているのが「超高層建築物の構造耐力上の安全性を確かめるための構造計算の基準を定める件」（平成１２年５月３１日建設省告示第１４６１号，以下「告示１４６１号」という。）であるが，同告示は，その構造計算の基準として，建築物に水平方向に作用する地震動につき，解放工学的基盤における加速度応答スペクトルを，建築物の周期に応じて，「稀に発生する地震動」及び「極めて稀に発生する地震動」のそれぞれについて数値で定めている（第４号イ）。
（イ）　また，同法施行令３６条４項にいう「国土交通大臣の認定」は，同法６８条の２６第１項に定める「構造方法等の認定」に当たるところ，これに関する認定の申請に対する審査に必要な評価は，国土交通大臣が同法７７条の５６の定めるところにより指定する者に行わせることができるとされている（同法６８条の２６第３項）。そして，国土交通大臣の指定を受けた評価機関としては，「財団法人日本建築センター」（東京），「財団法人日本建築総合試験所」（大阪）ほか１機関があるが，これらの機関は，その評価業務を行なうための基準として，それぞれ「時刻歴応答解析建築物構造安全性能評価業務方法書」（以下「業務方法書」という。）を定め，国土交通大臣の認可を得ている。
（ウ）　いずれの評価機関も，その業務方法書において，水平方向に作用する地震動の設定に関して，①　告示１４６１号に定められた解放工学的基盤における加速度応答スペクトルをもち，建設地表層地盤による増幅を適切に考慮して作成した地震波（以下「告示波」という。）を設計用入力地震動とし，この場合，地震波を３波以上用いること，②　第４号イただし書により，建設地周辺における活断層分布，断層破壊モデル，過去の地震活動，地盤構造等に基づいて，建設地における模擬地震波（以下「サイト波」という。）を適切に作成した場合は，告知波のうち「極めて稀に発生する地震動」に代えて設計用入力地震動として用いることができるが，この場合，告示波と併せて３波以上用いること，③　上記①及び②で作成された地震波が適切なものであることを確かめるため，過去における代表的な観測地震波のうち，建設地及び建設物の特性を考慮して適切に選択した３波以上について，その昀大速度振幅を２５ｃｍ／ｓ（カイン），５０ｃｍ／ｓ（カイン）として作成した地震波を，それぞれ「稀に発生する地震動」及び「極めて稀に発生する地震動」とし，これらの地震波も設計用入力地震動として併用すること，を定めている。
（エ）　また，業務方法書は，「上下方向の地震動の影響を水平方向地震動との同時性の関係を考慮して，また建築物の規模および形態を考慮して適切に評価していること。」と定めているが，実際の運用では，建築物の規模，形態に応じて，指定評価機関の安全審査委員会（学識経験者で構成）は，上下方向の動的設計を組み合わせることなどを要求している。
（オ）　さらに，業務方法書は，評価判定の基準として，「稀に発生する地震動」の「損傷限界」として，「許容応力度以内であるか，または地震後有害なひび割れまたはひずみが残留しないこと」などを定めている。そして，「極めて稀に発生する地震動」の「倒壊，崩壊限界」としては，各階の応答層間変形角が１００分の１を超えないこと，応答塑性率が一定の値以下であることなどを定めている。イ　しかるところ，本件原子炉施設で採用された地震波は，強いて言えば上記（ウ）の②のサイト波にあたるが，本件原子炉施設の耐震設計で想定された水平方向の昀大速度振幅は２２．８カインに過ぎず，上記の一般の建物（超高層建築物）につき定められた５０カインの半分にも満たないものである。しかも，作成された地震波の個数も１波に過ぎない。また，（エ）のとおり，評価機関の安全審査委員会は，運用において，上下方向の動的設計を組み合わせることなどを要求しているが，本件原子炉施設の原子炉建物の耐震設計については，このような設計がされていない。さらに，業務方法書は，（オ）のとおり，「稀に発生する地震動」の「損傷限界」を具体的に定めるとともに，「極めて稀に発生する地震動」の「倒壊，崩壊限界」も一定の数値をもって規定しているが，耐震設計審査指針には，このような明確にして具体的な定めはない。
ウ　当然のことながら，一般の建築物より，本件原子炉施設の耐震設計は，より厳しい条件を満たすものでなければならない。ところが，本件原子炉施設の耐震設計は，一般の建築物より緩やかな条件でなされており，一般の超高層建築物の２分の１にも満たない昀大速度振幅の地震波を入力して，しかもそのような小さな速度振幅の地震波を前提にしても，すでに弾性限界を超えた変形まで許すこととされてしまっている。
少なくとも，一般の建築物で想定する大きさの地震動にまで耐えられるようにしなければ，その耐震設計は不充分であることが明らかであり，上下動をも含めた動的解析を求めていない点を含めて，そのような耐震設計を許容する耐震設計審査指針が不合理なものであることもまた明らかである。
（２）　控訴人らの主張に対する判断
ア　本件原子炉施設の原子炉建物が建築基準法施行令３６条３項の定める「超高層建築物」（高さが６０メートルを超える建築物）であることは当事者間に争いがなく，同法及び同法施行令の規定の内容はもとより，告示１４６１号及び国土交通大臣から指定を受けた評価機関の定めた業務方法書の記載内容が控訴人ら主張のとおりであることも，被控訴人の明らかに争わないところである。しかし，弁論の全趣旨によれば，本件原子炉施設の原子炉建物は，建築基準法３８条（平成１０年法律第１００号による改正前のもの）所定の特殊の構造方法を用いる建築物に当たり，その構造方法が同法第２章の規定又はこれに基づく命令若しくは条例の規定によるものと同等以上の効力があるものとして建設大臣から昭和６０年１０月７日に認定され，これを前提として，本件原子炉施設の原子炉建物について，同月２５日，福井県建築主事により建築確認がされていることが認められる。


したがって，控訴人らの主張は，本件原子炉施設の原子炉建物の耐震設計は現在の建築基準法などの法令によって規制される一般の超高層建築物の要件も満たさない不十分なものであり，現在の知見に照らせば，本件安全審査には看過し難い過誤，欠落がある，というものと解される。
イ　しかし，原子炉施設とそれ以外の一般の超高層建築物（以下「超高層ビル等」という。）とでは，その耐震設計を行う前提に，次のような重要な違いがあり，これを同列に論ずることはできない。
（ア）　前述のように，原子炉施設は，放射性物質の有する危険性を顕在化させないようにするとの観点から，想定されるいかなる地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有することが要求されている。そのため，立地選定において，敷地及びその周辺について詳細な調査を実施し，重要な建物・構築物は，必ず岩盤に直接設置されている。また，原子炉施設は，地震動などによる外力を受けた場合に，変形を起こしにくい鉄筋コンクリート耐震壁で囲まれた剛構造となっている（以上につき，「耐震設計審査指針」及び「原子力発電所の地質，地盤に関する安全審査の手引き」参照）。
これに対して，超高層ビル等は，その敷地の地盤の選定について，法令上特段の規制はない。すなわち，建築基準法２０条は，建築物が自重，積載荷重，積雪，風圧，土圧及び水圧並びに地震その他の震動及び衝撃に対して安全な構造のものとして，政令で定める基準に適合することを求めているが，地盤の基準が政令に特に定められている訳ではない。そして，証拠（甲ハ９４の添付資料１ないし３）及び弁論の全趣旨によれば，超高層ビル等については，構造計算の必要から敷地のボーリング調査等の地盤調査は行われているものの，その地盤の堅さについての基準は，告示１４６１号及び業務方法書にも定めがないことが認められる。また，弁論の全趣旨によれば，一般に超高層ビル等は，沖積平野において広範囲に分布する岩盤上に厚く堆積した地盤（これは，第三紀の地質時代に形成された岩盤に比して一般的に軟らかい。）に建設される場合が多いうえ，構造も，外力を受けた場合に相対的に変形を起こしやすい柔構造であることが一般的であると認められる。（イ）　そうすると，耐震設計の構造計算において，原子炉施設と超高層ビル等とでは，その基本思想を別にしても何ら異とするに足りないのであって，設計上想定する地震動（昀大速度振幅）などに差が生じたとしても，それが直ちに不合理であるとはいえない。
ウ　そこで，控訴人らが不合理であると主張する点について検討する。
（ア）　昀大速度振幅
（あ）　業務方法書においては，「稀に発生する地震動」には２５カイン，「極めて稀に発生する地震動」には５０カインの昀大速度振幅の地震波を作成し，これらの地震波も設計用入力地震動として併用するとしている。他方，本件安全審査においては，基準地震動の昀大速度振幅は，設計用昀強地震を１９．０カイン，設計用限界地震を２２．８カインとして評価している。この数値だけを比較すれば，業務方法書の定める地震動の方が本件安全審査における基準地震動よりも，はるかに厳しい条件を設定しているということができる。
（い）　しかしながら，岩盤に直接支持される剛構造の原子炉施設と岩盤と比較すれば柔らかい地盤に，しかも柔構造で建設されることが多い超高層ビル等を単純に比較することはできない。業務方法書の定める上記設計用入力地震動の昀大速度振幅の地震波は，地盤，地質に関わりなく無条件に設定されるものであるが，これは，証拠（乙ハ２６）及び弁論の全趣旨によれば，表層地盤によって増幅されたものとして，超高層ビル等の地表面に相当する部位における動的解析用に設定された地震波であると認められる。これに対して，耐震設計審査指針（乙４）によれば，原子炉施設の耐震設計に用いられる地震動（基準地震動Ｓ１及びＳ２）は，敷地の解放基盤表面における地震動をいうものとされているところ，ここにいう解放基盤表面とは，基盤（概ね第３紀層及びそれ以前の堅牢な岩盤であって，著しい風化を受けていないもの）面上に表層や構造物がないと仮定した上で，著しい高低差がなく，ほぼ水平で相当な拡がりがある基盤の表面をいうと定義されている。（う）　以上によれば，業務方法書が予想する建造物（超高層ビル等）は，耐震設計審査指針が対象とする原子炉施設の原子炉建物とは，その地盤及び建築構造において異なり，その設計用入力地震動の上記昀大速度振幅の数値（カイン数）も，表層地盤で増幅されることを前提としたものと認められる。そうすると，業務方法書の採用する設計用入力地震動の昀大速度振幅の数値が本件安全審査で妥当と評価された基準地震動のそれよりも大きいからといって，それをもって，耐震設計審査指針が不合理であるということはできない。なお，控訴人らは，本件原子炉施設が堅い岩盤上の剛性の建造物であることについて，地盤の固有振動周期と建物の固有振動周期が近接しているため，振動が大きく増幅（共振）されて大きな応答加速度が生じると主張するが，弁論の全趣旨によれば，本件安全審査において，この点は基準地震動の応答スペクトルの検討の際に考慮され，その結果，上記のような昀大速度振幅の値が妥当と評価されていることが認められるから，控訴人らの主張は理由がない。
（イ）　上下動の動的解析
証拠（甲ハ９４の添付資料２，３）によれば，業務方法書は，水平方向地震力の応答計算に当たり，「上下方向の地震動の影響を水平方向地震動との同時性の関係を考慮して，また建築物の規模及び形態を考慮して適切に評価していること」を要求しているに過ぎず，上下方向の地震動の影響を考慮する具体的手法については何ら基準を設けていないことが認められる。評価機関の安全審査委員会が運用において，上下方向の動的設計を組み合わせることなどを要求しているかどうかは定かではないが，仮にそうであったとしても，上記のとおり，原子炉施設と超高層ビル等とは，想定している地盤の性質及び建築構造を異にしているのであり，原子炉施設については，鉛直方向（上下方向）の地震動の動的解析をしないことが不合理とまではいえないことは，前記（本節，第３の７）のとおりである。よって，控訴人らの主張は失当である。
（ウ）　損傷限界及び倒壊，崩壊限界


控訴人らは，業務方法書にある「損壊限界」及び「倒壊，崩壊限界」に関する定めは具体的かつ明確であるが，原子炉施設については，地震動に対する建物の許容限界が具体的かつ明確な基準が示されていないと主張する。しかし，耐震設計審査指針においては，原子力施設の建物・構造物並びに機器・配管系をその重要度に応じてＡｓ，Ａ，Ｂ，Ｃの各クラスに分類し，これと基準地震動Ｓ１　，Ｓ２　とを組み合わせ，各クラスの建物等の地震動等に対する許容限界を定めていることは，前記（本節，第１の３）認定のとおりである。控訴人らは，これには数値も示されず，具体的でなく不明確であると主張するが，原子炉設置に関する審査は，基本設計に関する事項の審査が設置許可の段階で，具体的な詳細設計の事項の審査は設計及び工事方法の認可の段階でそれぞれされることが予定されており，このような段階的規制を採用する規制法の趣旨に鑑みれば，基本設計の審査基準である耐震設計審査指針の示す上記許容限界に数値などが用いられていなかったとしても，それが直ちに不合理であるということはできない。
９　総括
以上に検討したところによれば，立地条件及び耐震設計に係る安全審査基準について，控訴人らが不合理であると主張する点は，すべて理由がなく，また，本件原子炉施設の地震に係る安全性についての本件安全審査に関して，控訴人らが不合理であると主張する点も，すべて理由がない。
したがって，立地条件及び耐震設計に係る安全審査基準は不合理であるとは認められず，また，本件原子炉施設の地震に係る安全性についての本件安全審査の調査審議及び判断の過程に，看過し難い過誤，欠落があるとは認められない。第３節　２次冷却材漏えい事故（主要な争点２の（３））第１　ナトリウムの性質（冷却材としての長所及び短所）等ナトリウムの性質については，第１章，第１節，第３の２の（４）において，その危険性について若干触れたところであるが，改めてここで冷却材としての長所，短所をより詳しくみることとする。
１　冷却材としての長所及び短所
（１）　ナトリウム（金属ナトリウムともいう。）は，天然には単体では存在せず，化合物の形で存在しており，食塩（塩化ナトリウム）を電気分解することにより生成される。金属ナトリウムは，常温では銀白色の柔らかい固体であるが，常圧（１気圧）下においては，約９８℃で液体になり，また，沸点は約８８２℃である。
（２）　液体ナトリウムは，①　常圧（１気圧）でも高い温度（約８８２℃）まで沸騰せず，１５０℃ないし７００℃の範囲で常圧冷却系として使用できる，②　単原子であるから放射線損傷の心配はない，③　熱しやすく冷めやすく（比熱は水の約３分の１），熱伝導度が非常に高い，④　中性子の速度を減速させず，吸収も少ない，⑤　比重は１以下であり（９８℃の液体の場合で，０．９３），ポンプ動力が少なくてすむ，⑥　経済的に比較的安価であるなどと冷却材として優れた性質（長所）を持っている。このことから，本件原子炉（高速増殖炉）では，液体ナトリウムを冷却材（１次冷却材及び２次冷却材）として使用している。（３）　しかしながら，その反面，液体ナトリウムは，化学的に活性であって，空気，水などの酸素と反応しやすい性質（短所）を持っている。このため，液体ナトリウムが空気に触れると，酸素と反応して，黄色の炎と白煙をあげて燃える（酸化反応，燃焼反応）。また，湿り気（水分）があると，水酸化ナトリウム（苛性ソーダ）をつくると同時に，水素を発生させる。そして，ナトリウムが水に触れると，激しく反応して（ナトリウム－水反応），水素を発生し，水素が空気中の酸素と反応して，条件によっては，爆発（水素爆発）を起こすこともある。ナトリウムは，コンクリート中の水分とも同様に化合し（ナトリウム－コンクリート反応），コンクリートの強度を劣化させる。
したがって，液体ナトリウムは，水や蒸気，空気に触れないように，厳重に管理する必要があるといわれている。
以上の他にも，次のような点が指摘されている。
ア　ナトリウム中に不純物（特に酸素）があると，金属を腐食させる。ナトリウムは不純物を含みやすく，腐食溶出した金属の質量移行がおこるため，純度管理が重要である。
イ　ナトリウム中で，金属材料は，炭素が抜けたり（脱炭），又は炭素が侵入したり（侵炭）する現象があり，その結果，材料の強度低下をもたらす。ウ　ナトリウムは，人体に有害であり，皮膚についたり吸入すると，やけどをしたような障害を受ける。
（以上につき，甲イ１９０，２７７，４６８，乙イ４，４２の１，弁論の全趣旨）２　ナトリウム－水反応及びナトリウム－コンクリート反応以上に述べたうちで，ナトリウム－水反応とナトリウム－コンクリート反応についてさらに具体的に述べると，次のとおりである。
（１）　ナトリウム－水反応
ア　ナトリウムは，水（又は水蒸気）と激しく反応し，その際，熱を生じる。主な反応式は，次のとおりである。
Ｎａ＋Ｈ２Ｏ→ＮａＯＨ＋１／２Ｈ２
２Ｎａ＋Ｈ２Ｏ→Ｎａ２Ｏ＋Ｈ２
イ　ナトリウム－水反応が生じた場合における設備等に及ぼす具体的影響は，次のとおりである。
（ア）　衝撃圧力が発生し，機器や配管を破損させる危険性がある。（イ）　反応生成物の水酸化ナトリウム（苛性ソーダ，ＮａＯＨ）及び酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）は強い腐食性を有し，金属材料を腐食により破損させる危険性がある。
（ウ）　発熱反応で，周辺を高温にし，金属材料の強度を劣化させる。（エ）　反応生成物の水素は，爆発しやすい気体である（空気中の酸素と反応して，条件によっては，水素爆発を起こす。）。
（２）　ナトリウム－コンクリート反応
ア　コンクリート中に含まれる水分には，自由水と結合水があり，一般にコンクリートが加熱されると，まず１００℃前後から自由水が失われ始めるが，コンクリートの強度はほとんど変化しない。しかし，２６０℃付近でセメント水和物中の結晶水の脱水が始まるので強度は低下し始め，５００℃ではＣａ（ＯＨ）２の脱水分解が顕著となるので強度は急激に低下する。
イ　以上のことから，コンクリートとナトリウムが直接接触する場合はもとより，コンクリート壁が高温にさらされることも，その強度を低下させる要因となる。（以上につき，甲イ１２３，１９０，２７７，２８０，４６８，乙イ１０，弁論の全趣旨）


第２　本件許可申請書及びその添付書類八，十の記載事項等証拠（乙１６）によれば，２次冷却系設備及び２次冷却材漏えい事故に関し，本件許可申請書とその添付書類八の「原子炉施設の安全設計に関する説明書」，同添付書類十の「原子炉の操作上の過失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生すると想定される原子炉の事故の種類，程度，影響等に関する説明書」には，概ね次のような記載のあることが認められる。
１　本件許可申請書の記載事項
本件許可申請書（昭和５６年１２月２８日及び昭和５８年３月１４日の一部補正後のもの）には，「五，原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備」の「ホ．原子炉冷却系統施設の構造及び設備」の「（ロ）　二次冷却設備」の欄において，「（１）　冷却材の種類」として「ナトリウム」，「（２）　主要な機器の個数及び構造」として「二次冷却設備（２次主冷却系設備）は３つのループからなり，それぞれのループは１次主冷却系中間熱交換器を介し１次冷却材と熱交換を行い，１次冷却材からの伝達熱を蒸気発生器を介してタービン及び付属設備に伝達する閉ループである。２次冷却材の自由液面は，アルゴンガスでおおう。定格出力運転時の２次冷却材温度は，高温側で約５０５℃，低温側で約３２５℃，１次主冷却系中間熱交換器２次側入口圧力は約５㎏／ｃｍ２Ｇである。また，２次主冷却系設備は，予熱設備を有する。」との記載がある。
（以上につき，乙１６）
２　添付書類八（原子炉施設の安全設計に関する説明書）の記載事項同添付書類には，２次主冷却系設備（概要及び設計方針）に関する事項として，次のような記載がある（乙１６）。
「５．１　　概要
２次主冷却系設備は，（中略）２次主冷却系循環ポンプ，蒸気発生器設備，２次主冷却系配管及び弁類等で構成され，主として原子炉補助建物内に配置されている。
２次主冷却系設備は次の機能を有する。
（１）　１次主冷却系中間熱交換器で過熱された２次冷却材を循環し，蒸気発生器伝熱管内で水・蒸気と熱交換する。
（２）　通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時の原子炉停止時には，１次主冷却系設備，補助冷却設備とあいまって炉心冷却を行う。２次冷却材は，２次主冷却系循環ポンプから吐出され，１次主冷却系中間熱交換器の管側に入り，胴側を流れる１次主冷却系の冷却材から熱を伝達され，過熱される。１次主冷却系中間熱交換器を出た２次冷却材は，過熱器の胴側に入り，管側の蒸気と熱交換して冷却される。さらに２次冷却材は，蒸発器胴側に入り，管側の水・蒸気と熱交換して２次主冷却系循環ポンプへ戻る。なお，２次主冷却系は，１次主冷却系との境界である１次主冷却系中間熱交換器において，１次主冷却系より高圧に維持し，１次冷却材が２次主冷却系に漏えいするのを抑制する。
５．２　　設計方針
２次主冷却系設備は，１次主冷却系設備とともに原子炉熱輸送系を構成し，１次主冷却系中間熱交換器を介して伝えられた熱を蒸気発生器より水・蒸気側に伝達する設備であり，以下に述べる事項を十分満足するように設計，材料選定，製作及び検査を行う。
（１）　冷却能力
２次主冷却系設備は，通常運転時において適切な冷却能力をもたせた設計とする。通常運転時，原子炉で発生する熱は１次主冷却系，２次主冷却系，主蒸気系を経てタービンに伝えられ，その後復水器を経て循環水系の海水によって海に確実に伝えられる設計とする。通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時の原子炉停止時には，原子炉で発生する熱は１次主冷却系，２次主冷却系の一部，補助冷却設備を経て補助冷却設備空気冷却器より確実に大気に伝えられる設計とする。また，想定される１次冷却材漏えい事故及びその他の事故に対しても，非常用所内電源系のみの運転下で，少なくとも健全な１系統により２次冷却材を補助冷却設備に循環できる能力を有する設計とする。
このため補助冷却設備による除熱運転時，２次主冷却系循環ポンプはポニーモータ運転により約７％定格の流量を確保し，そのうち約６％定格を補助冷却設備に循環させ，残り約１％定格を蒸気発生器に循環することにより停止した蒸気発生器を補助冷却設備とほぼ同時に降温させるよう冷却を行う設計とする。なお，大規模水漏えい発生時には蒸気発生器出入口止め弁を閉とする。補助冷却設備待機時には，その起動に備え微少流の２次冷却材を補助冷却設備に確保する設計とする。
（２）　２次冷却材
２次冷却材には１次冷却材と化学反応を起こさないようナトリウムを用いる。
（３）　カバーガス
２次冷却材の自由液面は不活性なアルゴンガスでおおう設計とする。
（４）　材料選定
２次冷却材に触れる過熱器，２次主冷却系循環ポンプ，配管及び弁等は耐食性を考慮してステンレス鋼を使用する。伝熱管内で給水が蒸発する蒸発器については応力腐食割れの恐れのない低合金鋼を使用する。
（５）　ナトリウム漏えい検出
２次冷却材の漏えいの早期検出用として，必要箇所にナトリウム漏えい検出器を設置する。
（６）　（略）
（７）　（略）」
３　添付書類十（原子炉の操作上の過失，機械又は装置の故障，地震，火災等があった場合に発生すると想定される原子炉の事故の種類，程度，影響等に関する説明書）の記載事項
（１）　同添付書類には，設計基準事故としての「２次冷却材漏えい事故」及びその事故対策に関する事項として，次のような記載がある（乙１６）。
「３．１０　２次冷却材漏えい事故
３．１０．１　事故原因及び防止対策
（１）　事故原因及び事故説明
この事故は，原子炉出力運転中に，何らかの原因で２次主冷却系配管が破損し，２次冷却材が漏えいする事故として考える。この事故が生じると，中間熱交換器での除熱能力が低下し，原子炉容器入口ナトリウム温度が上昇するため，炉心の安冷却ができなくなる可能性がある。
また，漏えいしたナトリウムの顕熱及び燃焼熱によって，部屋の雰囲気温度あるいは床面に設けたライナの温度が上昇し，ナトリウムとコンクリートの接触防止機能に悪影響を与える可能性がある。また，空気雰囲気の部屋では，内圧が上昇し，建物，構築物の健全性を損なう可能性がある。


この場合，安全保護系の動作により，原子炉は自動停止し，補助冷却設備による崩壊熱除去運転に移行し，炉心の損傷を招くことなく事故は安全に終止できる。また，漏えいしたナトリウムの顕熱及び燃焼熱に対しては，ライナ，燃焼抑制板等により，ナトリウムの燃焼が抑制され，部屋の内圧及び床ライナ等の温度は過度に上昇せず事故は安全に終止できる。
（２）　防止対策
この事故の発生を防止し，また，万一，事故が発生した場合にも，その影響を限定するとともにその波及を制限するために，次のような対策を講じる。ⅰ　２次主冷却系の配管・機器の材料選定，設計，製作，据付，試験及び検査等は，諸規格，基準に適合させるようにし，また，品質管理や工程管理を十分に行う。
ⅱ　２次主冷却系の配管・機器には，高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス綱を使用する。
ⅲ　２次主冷却系の配管は，エルボを用いて引まわし，十分な撓性を備えたものとする。
ⅳ　冷却材温度変化による熱応力等による応力を制限するとともに，このような応力を考慮して設計を行う。
ⅴ　２次主冷却系の配管・機器は，設計地震力に十分耐えるように設計する。ⅵ　２次冷却材の純度管理により腐食を防止する。
ⅶ　２次主冷却系の配管・機器は，内部の冷却材流速が適切で，過大な圧力損失や浸食のおそれのない設計とする。
ⅷ　以上のような防止対策にもかかわらず，ナトリウム漏えいが万一生じた場合に備えて，２次主冷却系の機器・配管を収納する部屋に，ナトリウムの漏えい検出器及び火災検知器を設置し，その信号を中央制御室に表示する。これらの警報により，運転員は手動にて原子炉を停止する。
ⅸ　ナトリウム漏えいに伴って中間熱交換器での除熱能力が過度に低下する場合には，「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。
ⅹ　１次，２次主冷却系循環ポンプにポニーモータを設置し，ポンプトリップ時にポニーモータによる低速運転を行い，１ループのみにても定格出力時炉心流量の約４％を確保し，原子炉停止後の崩壊熱除去が可能なようにする。ⅹⅰ　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，床面に鋼製のライナを設置し，漏えいしたナトリウムは貯留タンクへ導くか，又はダンプタンク，オーバフロータンクあるいは貯留タンクを設置している室の底部へ導き貯留する設計とする。これらの部屋には燃焼抑制板を設置し，漏えいしたナトリウムの燃焼による影響を抑制する。
ⅹⅱ　火災検知器の信号で空調ダクトを全閉するとともに，火災検知器，ナトリウムの漏えい検出器等によって漏えいが確認された場合には手動にてオーバフロータンクからの汲上げを停止する等，熱的影響の拡大を防止できるようにする。ⅹⅲ　各室への出入口近傍には，ナトリウム用消火設備を設置し，また，防護服，防護マスク及び携帯用空気ボンベ等の消火支援器具を配置する。
３．１０．２　炉心冷却能力の解析
（１）　解析条件
事故時の経過は，計算コードＣＯＰＤ及びＨＡＲＨＯ－ＩＮによって解析する。解析では，実際よりも十分に厳しい結果を得るために，解析条件を次のように仮定する。
ⅰ　事故発生時の初期状態は，（中略）初期定常運転条件とする。ⅱ　１次主冷却系の除熱に対し，昀も厳しい条件として，２次主冷却系の循環ポンプ出口と中間熱交換器入口の間で配管破損が生じるものとする。解析上，事故ループの１次主冷却系コールドレグ温度の上昇を保守的に評価する目的で，中間熱交換器の２次側の除熱能力の完全喪失を仮定する。ⅲ　原子炉の到達出力が昀大となるよう，ドップラ係数としては，－４．０×１０－３　Ｔｄｋ／ｄＴ（絶対値が昀小の負の値），ナトリウム温度係数，被ふく管温度係数及び構造材温度係数は，それぞれ１．８×１０－６　　⊿Ｋ／Ｋ／℃，８．６×１０－７　　⊿Ｋ／Ｋ／℃，４．７×１０－７⊿Ｋ／Ｋ／℃（以上絶対値が昀大の正の値）とする。
ⅳ　原子炉の自動停止は，「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」信号によるものとし，信号の設定値と応答時間は第１．２－２表に示した値を用いる。ⅴ　単一故障の仮定として，１ループにおいてポニーモータによる１次，２次主冷却系循環ポンプの低速運転引継ぎに失敗するものとする。
（２）　解析結果
中間熱交換器での２次側流量が喪失することにより，そのループの中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度が上昇し，約２１秒後に「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。これに伴い，原子炉出力は急速に低下する。また，原子炉トリップ信号により１次，２次主冷却系循環ポンプはトリップされ，冷却材流量はコーストダウンする。ポンプの回転数が所定の値になった時点で，１ループの１次，２次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引継がれ，炉心流量は定格値の約４％が確保される。したがって，この事故時にも原子炉出力と冷却材流量のバランスが適切な範囲内に維持され，原子炉容器出口のナトリウム温度は初期温度よりほとんど上昇しない。また，原子炉容器入口ナトリウム温度は約４５０℃までの上昇にとどまる。なお，事故ループの中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度は約５３０℃まで上昇するが，制限値以下にとどまっている。
この事故における炉心の被ふく管肉厚中心昀高温度は約７７０℃であり，運転時の異常な過渡変化時の被ふく管内圧破損に関する制限値に対しても十分余裕がある。炉心のナトリウムの昀高温度は約７７０℃であり，沸点に達しない。また，燃料昀高温度は初期値よりほとんど上昇することはない。３．１０．３　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（１）　解析条件
事故時の経過は計算コードＳＰＲＡＹ－Ⅱを用いて，２次主冷却系配管室と過熱器室それぞれにおける２次冷却材漏えい事故時の内圧及び雰囲気温度の時間変化を解析する。
解析では，内圧上昇に関して実際よりも十分に厳しい結果を得るために，解析条件を次のように仮定する。


ⅰ　原子炉出力運転中に，室内空間容積が昀大の２次主冷却系配管室又は昀小の過熱器室でナトリウムが漏えいして部屋の床ライナ上に落下し，貯留タンクに導かれるものとする。漏えいナトリウムは室内雰囲気と反応して燃焼するものとし，流出過程を考慮する。
ⅱ　２次主冷却系配管における割れ状の漏えい口として十分大きな，長さがＤ／２，幅がｔ／２（Ｄ及びｔはそれぞれ管の直径及び厚さ）のスリットを考え，相当面積の円孔から冷却材が流出するものとする。したがって，漏えい口の大きさを１５㎝２とする。
ⅲ　ナトリウムの漏えい量は２次主冷却系配管室では１５０ｍ３，過熱器室では６０ｍ３とし，漏えいナトリウム温度はいずれも５０７℃とする。
（２）　解析結果
２次主冷却系配管室でのナトリウム漏えいの場合に関して，（中略）内圧上昇は約０．２６㎏／㎝２であり，原子炉補助建物当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまる。また，床ライナの昀高温度は約４１０℃であり，設計温度５００℃以下にとどまる。
過熱器室でのナトリウム漏えいの場合に関して，（中略）内圧上昇は約０．１１㎏／㎝２であり，原子炉補助建物当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまる。また，床ライナの昀高温度は約４５０℃であり，設計温度は５００℃以下にとどまる。
なお，建物コンクリートの昀高温度は，約１２０℃であり，コンクリートの健全性が損なわれることはない。
３．１０．４　結論
この事故においては，「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。これに伴い１次，２次主冷却系の循環ポンプはポニーモータにより低速運転され，原子炉の崩壊熱除去が行われる。この事故の場合でも，被ふく管及びナトリウムの各温度は過度に上昇することはなく，炉心冷却能力が失われることはない。
原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下まわるので，原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
また，漏えいナトリウムによる熱的影響については，十分に厳しい条件を仮定しても，部屋の内圧及び床ライナの温度はいずれも設計値以下であり，その健全性が損なわれることはない。建物コンクリートの温度も過度に上昇することはなく，その健全性が損なわれることはない。」
（２）　なお，上記の「２次冷却材漏えい事故」の解析については，当初の原子炉設置許可申請の添付書類十では，「炉心冷却能力の解析」しか記載がなかったのであるが，その後，昭和５６年１２月２８日付けの申請書一部補正で，「漏えいナトリウムによる熱的影響の解析」に関する記載が追加された（乙７，２３）。第３　２次冷却材（ナトリウム）漏えい事故の安全審査証拠（乙９，１４の３）及び弁論の全趣旨によれば，科学技術庁は，本件申請者の本件許可申請書及び添付書類に基づいて安全審査を行い，安全審査書案を作成して，これを原子力安全委員会に提出したが，同委員会の評価，判断は安全審査書案のそれと同じであったと認められるところ，この安全審査書案には，２次冷却材漏えい事故に対する評価，判断として，次のような記載がある。
「５．２．６　　２次冷却材漏えい事故
原子力出力運転中に，何らかの原因で２次主冷却系配管が破損し，２次冷却材が漏えいする事故を想定している。
Ａ　事故発生の防止のための対策
この事故の発生を防止するため以下のような対策が講じられることになっているので事故発生の可能性は極めて少ないと認められる。
（１）　２次主冷却系の配管，機器の材料選定，設計，製作，据付，試験，検査等は，諸規格，基準に適合させるようにし，また，品質管理や工程管理を十分に行うこととしている。
（２）　２次主冷却系の配管，機器には，高温強度とナトリウム環境効果に対する適合性が良好なステンレス鋼を使用することとしている。（３）　２次主冷却系の配管は，エルボを用いて引まわし十分な撓性を備えたものとすることとしている。
（４）　冷却材温度変化による熱応力等による応力を制限するとともに，このような応力を考慮して設計を行うこととしている。
（５）　２次主冷却系の配管，機器は，設計地震力に十分耐えるように設計することとしている。
（６）　２次冷却材の純度管理により腐食を防止することとしている。（７）　２次主冷却系の配管，機器は，内部の冷却材流速が適切で過大な圧力損失や浸食のおそれのない設計とすることとしている。
Ｂ　事故拡大の防止のための対策
上記のような防止対策にもかかわらず，万一，事故が発生した場合には，事故の拡大を防止するため，以下のような対策が議じられることとなっている。（１）　２次主冷却系の機器，配管を収納する部屋にナトリウムの漏えい検出器及び火災検知器を設置することとしている。
（２）　ナトリウム漏えいに伴って，中間熱交換器での除熱能力が低下する場合には，「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止させることとしている。
（３）　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，床面に鋼製のライナを設置し，漏えいしたナトリウムは，貯留タンク内へ導くか，又はダンプタンク，オーバフロータンクあるいは貯留タンクを設置している部屋の底部へ導き貯留する設計とすることとしている。これらの部屋には燃焼抑制板を設置し，漏えいしたナトリウムの燃焼による影響を抑制することとしている。（４）　火災検知器の信号で空調ダクトを全閉とすること及び火災検知器，ナトリウム漏えい検出器等によって漏えいが確認された場合には手動にてオーバフロータンクからの汲み上げを停止する等，熱的影響の拡大を防止できるようにすることとしている。
（５）　各室への出入口近傍には，ナトリウム用消火設備を設置し，また防護服，防護マスク及び携帯用空気ボンベ等の消火支援器具を配置することとしている。
Ｃ　事故解析
（１）　炉心冷却能力の解析
事故時における炉心冷却能力を評価するため解析に当たっては，①　原子炉出力は定格出力の１０２％とする。
②　２次主冷却系循環ポンプと中間熱交換器入口の間で配管破損が生じるものと考え，中間熱交換器２次側での除熱能力が瞬時に完全喪失するものとする。という解析条件を設定している。


解析結果によれば，中間熱交換器での２次側流量が喪失することにより，そのループの中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度が上昇し「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」の信号により原子炉は自動停止する。これに伴い，原子炉出力は急速に低下する。また，原子炉トリップ信号により１次，２次主冷却系循環ポンプはトリップされ冷却材流量はコーストダウンする。ポンプの回転数が所定の値になった時点で，１次，２次主冷却系循環ポンプはポニーモータによる低速運転に自動的に引継がれ，炉心流量は定格値の約４％が確保される。原子炉容器出口のナトリウム温度は初期温度よりほとんど上昇しない。また，中間熱交換器１次側出口のナトリウム温度は，約５３０℃までの上昇にとどまる。被覆管肉厚中心昀高温度は約７７０℃である。炉心のナトリウムの昀高温度は約７７０℃であり，沸騰点に達しない。
また，燃料昀高温度は初期値よりほとんど上昇することはない。したがって，被覆管及びナトリウムの温度は過度に上昇することはなく，炉心の冷却能力が失われることはない。
また，原子炉冷却材バウンダリの温度は制限値を十分に下回るので，原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれることはない。
（２）　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
事故時における漏えいナトリウムによる熱的影響を評価するため，解析に当たっ
ては，
①　原子炉出力運転中に，室内空間容積が昀大の２次主冷却系配管室又は昀小の過熱器室でナトリウムが漏えいするものとする。漏えいナトリウムは室内雰囲気と反応して燃焼するものとし，流出過程を考慮する。
②　破損口の大きさは割れ状の漏えい口として十分大きな１５ｃ㎡とする。漏えいナトリウムの温度は５０７℃とする。
③　室内の初期酸素濃度は２１ｖ／ｏとする。
という解析条件を設定している。
解析結果によれば，２次主冷却系配管室及び過熱器室の床ライナの昀高温度は，約４１０℃及び約４５０℃であり，いずれも設計温度５００℃を下回る。建物コンクリートの温度は昀高約１２０℃であり，コンクリートの健全性が損なわれることはない。また，ナトリウムの燃焼に伴う雰囲気圧力の上昇は，それぞれ約０．２６㎏／㎝２　及び約０．１１㎏／㎝２であり，いずれも建物耐圧値の０．６ｋｇ／㎝２Ｇを下回る。
したがって，漏えいナトリウムの熱的影響により建物の健全性が問題となることはない。」
第４　本件許可処分後における２次冷却材漏えい事故の解析数値の変更１　本件申請者は，本件許可処分後の昭和６０年２月１８日に，本件原子炉施設について原子炉設置変更（２次主冷却系循環ポンプ等の設備の変更に伴うもの）の許可申請を行い，その後，同年８月９日に，原子炉設置変更許可申請書の一部補正を行った（乙イ６）。
２　本件申請者は，上記の一部補正の中で，漏えいナトリウムの熱的影響を評価する事故解析を行った。
この事故解析は，流出・移送過程（漏えいナトリウムが漏えい口から床ライナ上を流れて，連通管開口に達する過程）と貯留後（漏えいナトリウムが貯留場所に貯留された後）の２つに分けて解析を行っており，解析の結果も，以下のとおり，内圧上昇の値，床ライナ及び建物コンクリートの昀高温度並びに床ライナの設計温度の各数値が，従来の「漏えいナトリウムによる熱的影響の解析」（本節，第２の３）と比べて，次のように変更されている（乙イ６）。
「（ａ）　流出・移送過程
２次主冷却系配管室でのナトリウム漏えいの場合に関して，（中略）内圧上昇は約０．２２㎏／㎝２であり，原子炉補助建物当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまる。また，床ライナの昀高温度は約４６０℃であり，設計温度５３０℃以下にとどまる。
過熱器室でのナトリウム漏えいの場合に関して，（中略）内圧上昇は約０．０７㎏／㎝２であり，原子炉補助建物当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまる。また，床ライナの昀高温度は約５２０℃であり，設計温度５３０℃以下にとどまる。
（ｂ）　貯留後
（中略）
床ライナの昀高温度は約４８０℃であり，設計温度５３０℃以下にとどまる。また，建物床コンクリートの昀高温度は，約１３０℃であり，コンクリートの健全性が損なわれることはない。」
第５　本件ナトリウム漏えい事故（２次冷却材漏えい事故）の発生平成７年１２月８日，本件原子炉施設において本件ナトリウム漏えい事故が発生したことは，既に第１章，第１節，第７で述べたところであるが，ここでは，その具体的経過，状況，内容などを詳しく検討する。
１　事故の概要
平成７年１２月８日，本件原子炉施設において，２次冷却材ナトリウムが漏えいする本件ナトリウム漏えい事故が発生したが，その概要は，２次主冷却系のＣループの配管室（原子炉補助建物の４階の部屋番号Ａ－４４６。以下「本件配管室」という。）において，２次主冷却系配管（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。）のさや管の細管部が破損し，この破損部から，本件配管室内に２次冷却材ナトリウムが漏えいして，ナトリウム火災を起こしたというものである（甲イ２４３，乙イ９ないし１３）。
２　事故の経緯
本件申請者は，本件ナトリウム漏えい事故の経緯，具体的な結果（被害状況）及びその原因等について，詳細に調査を行い，調査結果を科学技術庁に対し報告した。そして，科学技術庁は，本件申請者から報告を受けるとともに，独自に調査を行った。これらの調査結果によると，本件ナトリウム漏えい事故の経緯は，次のとおりである。
（１）　本件ナトリウム漏えい事故当時，本件原子炉施設は，規制法２８条の使用前検査を受けていた段階であった。そして，本件原子炉施設は，使用前検査の一項目である，電力出力４０パーセントでのプラント・トリップ試験（緊急停止試験）を行うため，平成７年１２月６日午後１０時ころに原子炉を起動して，同月８日午後４時３０分ころ発電機を併入（発電を開始）した。


（２）　原子炉出力が約４３パーセント，電気出力が約４０パーセントの状態にあった平成７年１２月８日午後７時４７分ころ，中央制御室（原子炉補助建物３階）において，２次主冷却系Ｃループの「中間熱交換器出口ナトリウム温度高」の警報が発生した。その後間もなく，中央制御室内の火災報知盤に煙感知式の火災検知器からの警報が発生し，さらに，同室内の中央制御盤に２次主冷却系ナトリウム漏えい警報が発生した。当時，原子炉の運転を担当する運転員は，９名により構成されていた（うち，当直責任者である当直長が１名，当直長補佐が１名）。そこで，ナトリウム漏えいを確認するために，現場である本件配管室（原子炉補助建物の４階の部屋番号Ａ－４４６）に運転員１名が，また，ナトリウム漏えい検出器の現場制御盤が設置されている現場制御盤室（原子炉補助建物５階）に運転員２名が出向いた（なお，本件配管室に出向いた運転員に対しては，当直長補佐から，「煙等が確認された場合には，入室を行わないように」との注意が与えられていた。）。本件配管室に出向いた運転員は，「入口扉から内部を覗いたところ，雰囲気がもやっているとともに，臭いが感じられた。炎は見えなかった。」と報告し，また，現場制御盤室に出向いた運転員は，本件配管室に設置されているナトリウム漏えい検出器のうち２個につき，指示が振り切れており，警報が発生している。」と報告した。（３）　当直長は，上記報告を受けるとともに，中央制御室で，２次系のナトリウム液位（オーバフロータンクのナトリウム液位）に顕著な変化がないことを確認した。そのため，当直長は，小規模なナトリウム漏えいであると判断して，プラント第１課長の了解を得た上で，同日午後８時ころに，原子炉を通常の停止操作で停止すべきであると判断し，運転員に指示して，通常の停止操作（制御棒挿入操作）を開始した。通常の停止操作に移った後は，運転員らは，もっぱら，制御棒挿入操作に伴い変化するプラントパラメータの監視業務に従事し，現場確認を行わなかった。
（４）　しかし，その後，同日午後８時４０分ころから火災検知器からの警報が急増したことから，再度，本件配管室及び現場制御盤室の確認を行った。本件配管室に赴いた運転員は，本件配管室の扉をゆるめたところ，白煙が扉の隙間から出てくるのを現認し，また，現場制御盤室に赴いた運転員は，ナトリウム漏えい検知器（前記の指示が振り切れていた２個以外のもの）の指示値が増加しているのを確認し，それぞれその旨の報告をした。
そのため，当直長と事故連絡を受けた原子炉主任技術者及びプラント第１課長の３者は，ナトリウム漏えいが拡大していると判断して，同日午後９時１０分ころ，原子炉手動トリップ（緊急停止）を決定した。ただし，タービントリップ操作を先に実施したので，実際に，原子炉手動トリップ（緊急停止）を実施したのは，その約１０分後（同日午後９時２０分）からであった。
（５）　他方，当直長は，ナトリウムの漏えいを抑制するため，事故が発生した配管からの緊急ドレン（抜き取り）を，同日午後１０時４６分ころから開始するとともに，その後間もなく，オーバフロータンクからの汲み上げを停止する操作をした。ナトリウムの緊急ドレン（抜き取り）は，約１時間２０分で完了した。また，当直長らは，換気空調システムの停止を指示しなかったが，同日午後１１時１２分ころ，事故が発生した部屋（本件配管室）の換気を行っている換気空調システムが自動停止した。
（６）　このような経過を経て，原子炉は停止し，また，ナトリウム漏えいも終息した。
なお，緊急ドレン（抜き取り）完了後の翌９日午前２時過ぎころ，ナトリウム漏えいの鎮静状況を確認するため，プラントの保全を業務とするプラント２課の課員３名と安全保安を業務とする安全保安課の課員２名が，本件配管室の入域調査を実施し，漏えいや燃焼の継続は認められなかったと報告した。
（以上の事実につき，甲イ２４３，乙イ１２，１３）
３　事故の具体的結果（被害状況）
本件申請者は，本件ナトリウム漏えい事故の具体的結果（被害状況）について調査を行った。他方，科学技術庁は，本件申請者から報告を受けるとともに，本件原子炉施設に立入検査（規制法６８条１項）を行って，本件ナトリウム漏えい事故の具体的結果（被害状況）について調査した。
その結果，本件ナトリウム漏えい事故の具体的結果（被害状況）は，次の（１）ないし（６）のとおりであると認められる。
（１）　ナトリウムの漏えい量及び漏えい時間
本件ナトリウム漏えい事故により漏えいしたナトリウムの量は，６４０±４２キログラムであると推定された。すなわち多めにみると，約０．７トンとなるが，これは，２次主冷却系Ｃループ内にあるナトリウム量全体（約２８０トン）の約０．３パーセントに相当する。
そして，本件申請者は，ナトリウムの漏えいは，緊急ドレンを開始した後の午後１１時２７分ころに停止したものと推定し，ナトリウム漏えい時間は午後７時４７分からの約３時間４０分であると推定した。
（２）　漏えいした箇所や周囲の損傷状況等
漏えいした箇所や周囲の損傷状況等は，次のとおりであった。ア　２次冷却材ナトリウムが本件配管室内に漏えいし，空気中の酸素と反応してナトリウム火災を起こした。
事故後の現場調査の際には，本件温度計の端子及び電線管の周辺には，半球型のナトリウム堆積物が，その直下のサポート用架橋には塊状の堆積物が付着し，その周囲にもナトリウム化合物の付着が見られた。燃焼による変色は，漏えい箇所周辺の配管表面やコンクリート壁等に見られた。
イ　ナトリウム火災により，本件温度計直下に配置されていた換気ダクト（送風管），グレーチング（保守用足場）及び床ライナ（床鉄板）が損傷を受け，近傍のコンクリートも影響を受けたが，具体的な状況は，次のとおりである。
（ア）　換気ダクト（送風管）について
漏えい箇所の直下に当たる換気ダクト吸込口近傍に，幅約３０センチメートル，円周に沿った長さ約８０センチメートル程度の欠損（穴）が生じ，欠損部分周辺には高さ約１５センチメートル程度のナトリウム化合物が堆積した。欠損部分周辺の残留部の金属断面組織を調査した結果，この部分の加熱温度は，昀高で８００℃と推定されている。
（イ）　グレーチング（保守用足場）について
漏えい箇所の直下に当たるグレーチングに，昀大で幅約４２センチメートル，長さ約３９センチメートルの半楕円状の欠損（穴）が生じ，欠損部分周辺には高さ１５センチメートル程度のナトリウム化合物が堆積した。欠損部分周辺の残留部の金属断面組織を調査した結果，この部分の加熱温度は，昀高で１１５０℃と推定されている。
（ウ）　床ライナ（床鉄板）について


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た。事故後，堆積物を除去して調査したところ，黒いしみ状のものと白く見える箇所があったが，黒いしみ状のものは，潮解したナトリウムや酸化鉄，白く見えるものは炭酸ナトリウムと推定された。床ライナには，漏えい部直下近傍に凸部があり，凸部の周辺に凹部があり（凸部の高さは昀大で３４ミリメートル，凹部の深さは昀大で１８ミリメートル程度であった。），全体として上下方向にたわみが認められた。床ライナの厚さは，ナトリウム漏えいの影響を受けていない部分では６．１ないし６．２ミリメートルであった。漏えい部近傍では，ほとんどの場所で６ミリメートル以上の板厚が計測されたが，４．７ないし５．８ミリメートルの箇所も認められ，局所的に，０．５ないし１．５ミリメートル程度の板厚減少が観察された。しかしながら，貫通するに至った部分は認められなかった。床ライナの残存部分の金属組織を調査した結果，床ライナの加熱温度は，昀高で７５０℃と推定されている。
（エ）　コンクリートについて
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（壁厚は約１．６メートル）の一部（広さ約４．５平方メートル）には，深さ１ミリメートル程度の黒灰色の変色が生じた。
コンクリート壁の打診（打音）調査では，表面変色部分等に，他の部分と異なるところ（異音部）が４箇所観察されたが，異音部の面積は全体で約０．５平方メートルであり，コンクリート厚の表層部分に限られていることから，強度上の影響はないと考えられた。コンクリート床については，漏えい部直下に異音部が１箇所（面積約０．１平方メートル）が観察されたが，これも強度上の影響はないと考えられた。
コンクリート壁変色部のナトリウム化合物の含有量は，深さ１センチメートルまでの部分において高い数値を示したが，コンクリート中への浸透はごく表層部のみと推定された。Ｘ線回析分析によれば，コンクリートの受熱温度は，昀高で４５０℃と推定されている。なお，けい酸ナトリウム等コンクリートとナトリウムの化学反応を示す物質は，壁・床とも検出されなかった。
以上のことなどから，漏えい部近傍のコンクリートは，表面部分がある程度の熱影響を受けたが，ナトリウムとコンクリートの反応生成物は検出されず，また，構造耐力，遮へい性能への影響はないものと判断された。
（３）　放射性物質の放出による環境への影響の有無
本件ナトリウム漏えい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，本件ナトリウム漏えい事故によって発生し，本件配管室から回収されたナトリウム化合物の分析結果からも，ガンマ線放出核種は検出されなかった。したがって，建物内及び建物外へのガンマ線放出核種の放出はなかった。
（４）　ナトリウム・エアロゾルの状況及びその環境への影響の有無
ア　ナトリウム・エアロゾル等の状況について
事故後の現場調査の際には，本件配管室内は，漏えいしたナトリウムの化合物であるナトリウム・エアロゾルが付着していた。これはナトリウムが空気中の酸素や湿分等と反応してできたもので，酸化ナトリウムＮａ２Ｏが主なものであるが，水酸化ナトリウムＮａＯＨも含まれている。
また，原子炉補助建物内の各室にも，ナトリウム・エアロゾルが拡散していた。その拡散範囲は，約５５８０平方メートル（原子炉補助建物全体の約１０．５パーセントにあたる。）であった。
イ　ナトリウム・エアロゾルの環境への影響の有無
ナトリウム・エアロゾルの拡散による環境への影響の有無は，次のとおりである。（ア）　本件ナトリウム漏えい事故の際に漏えいしたナトリウム（６４０±４２キログラム）のうち，本件原子炉施設の建物内部に堆積・付着していたものは，約４１０キログラムである。その内訳は，ナトリウム堆積物が約３１０キログラム，ナトリウム・エアロゾル（本件配管室内の雰囲気中の酸素や水分等と化合して生成された，酸化ナトリウムや水酸化ナトリウムなどを成分とするナトリウム化合物）が約１００キログラムであり，これらは，事故後に回収された。（イ）　その余のナトリウムは，本件配管室内の雰囲気中の酸素や水分等と化合して，ナトリウム・エアロゾルとなって，まず，一部分が本件配管室及びその隣室等に水平方向に拡散した。そして，大部分のナトリウム・エアロゾルは，漏えい部直下にあった換気ダクトに吸入され，屋上の排気ガラリから環境に放出された。さらに，その一部は，屋上の排気ガラリの近傍に設置されていたＣ系吸気ガラリに吸い込まれて，再び原子炉補助建物内のＣループ系各室に還流した。このようにして，ナトリウム・エアロゾルは，Ｃループ系各室周辺（約５５８０平方メートルの範囲）に拡散するとともに，建物外の環境に拡散した。
（ウ）　事故後の１２月１１日に，原子炉補助建物屋上と路上で，エアロゾルのサンプリング（抜き取り検査）分析を実施した結果，検出されたナトリウム量は，塩分を除き１平方メートル当たり３ないし４ミリグラム程度であり，風上地点と風下地点で有意な差は認められなかった。また，１２月１１日，２０日及び２２日に行ったサイト内風上・風下側とサイト外での土壌サンプリング分析の結果では，ナトリウム量は，塩分を除き２０ないし６０ｗｐｐｍであり，原子炉補助建物周辺の一部に僅かに高い部分（８０ないし１００ｗｐｐｍ）がある以外は，風上地点と風下地点で有意な差は認められなかった。なお，上記の値が高い部分は，建物周辺の植栽部であり，肥料等の影響も考えられた。
以上のことから，環境に放出されたナトリウム・エアロゾルは，本件ナトリウム漏えい事故当時の気象条件下（風速毎秒１１メートル，小雨）において，空気中の水分や二酸化炭素と反応して，急速に，炭酸ナトリウム（Ｎａ２ＣＯ３，炭酸ソーダ），炭酸水素ナトリウム（ＮａＨＣＯ３，重曹）等の無害な炭酸化合物に変化し，塩分等のバックグラウンド（自然に存在する量）と区別できない程度に拡散・溶解・希釈されたと推定された。
（エ）　また，仮に，本件ナトリウム漏えい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厳しく仮定したとしても，敷地境界における水酸化ナトリウムの濃度は，１立方メートル当たり約０．０５ミリグラムと評価され，米国をはじめ各国で採用されている産業用の作業環境の許容濃度基準（１立方メートル当たり２ミリグラム）を下回るものであった。
（オ）　以上のことから，本件ナトリウム漏えい事故においては，ナトリウム・エアロゾルの放出による環境への影響もないものと確認された。
（５）　機器類及び制御盤類に対する影響について
一部のナトリウム漏えい検出器及び換気装置を除いて，機器類及び制御盤類については，腐食，変色などの異常は認められず，機能上の支障も認められなかった。
（６）　炉心冷却能力に対する影響の有無


２次冷却材ナトリウムの漏えいは，漏えいが生じた系統（Ｃループ）の除熱能力を直ちに低下させる規模のものではなく，本件ナトリウム漏えい事故当時，他の２系統（Ａループ，Ｂループ）も健全に機能していた。
また，本件ナトリウム漏えい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（緊急停止）により約４０パーセント出力から０パーセント出力に急激に減少していること，１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。このことから，本件ナトリウム漏えい事故においては，炉心の冷却能力への影響はなかった。
（以上の事実につき，甲イ２４３，乙イ９ないし１３，乙ニ５）
第６　本件ナトリウム漏えい事故の原因等について
本件申請者は，本件ナトリウム漏えい事故の原因について調査を行った。他方，科学技術庁は，本件申請者から報告を受けるとともに，本件原子炉施設に立入検査（規制法６８条１項）を行った上で，①　計器，モニター，運転記録等の入手，②機器の作動状況等の現場確認，③　本件申請者の職員からの聞き取り，④　Ｘ線撮影や材料等のサンプリング等を通じて，本件ナトリウム漏えい事故について調査した。さらに，原子力安全委員会も，科学技術庁から報告を受けて，本件ナトリウム漏えい事故の原因について検討した。
その結果，本件ナトリウム漏えい事故の原因は，次のとおりであると認められた。
１　事故の直接の原因について
（１）　本件ナトリウム漏えいが生じた原因
本件ナトリウム漏えい事故は，要するに，２次冷却材ナトリウムが漏えいして，空気中の酸素と反応してナトリウム火災を起こしたという態様のものであるが，そのように２次冷却材ナトリウムが漏えいした原因は，本件温度計のさや管の細管部が折れて破損したことにある（なお，折れた細管部の先端部分は，２次冷却材ナトリウム中に流失したが，事故後に発見された。）。
本件温度計は，中間熱交換器の２次出口温度を監視する役目を持つものである。本件温度計のさや管（保護管）は，オーステナイト系ステンレス鋼で作られており，さや全体の肉厚は３㎜で均一であり，太管部（根本部分で外径２２㎜）から細管部（先端部分で外径１０㎜）に急激に太さが変化する段付構造（太管部と細管部の境界は角度約１２０度の段付構造）になっている。そして，本件温度計のさや管（保護管）は，段付部分と細管部全体が配管（液体ナトリウムが流れている配管）の内部に入り込む形で挿入されている構造になっている。配管内の温度計さや全体の長さは約１８５㎜，そのうち細管部の長さは約１５０㎜となっている。
（２）　本件温度計のさや細管部が破損した原因等
ア　本件温度計のさや細管部が破損した原因
上記のように本件温度計のさや管の細管部が破損したのは，配管内を流れるナトリウムの流体力により，本件温度計のさや管の細管部に振動（流力振動）が発生し，さや管の段付部分に高サイクル疲労が生じたことが原因である（すなわち，さや管の段付部に応力集中による高サイクル疲労が生じて，亀裂が発生し，それが徐々に進展して昀終的に温度計さや細管部が破断したものである。）。そして，この流力振動は，ナトリウムの流れに伴う対称渦放出によって起こる抗力方向（ナトリウムが流れる方向と同じ方向）の振動であり，さや管の段付部分に適切な曲率を取って応力集中を緩和することを考慮していなかったことから，段付部分に過大な応力集中が起こったものと推定された。
イ　本件温度計が流力振動を回避できなかった原因
本件温度計が流力振動を回避できなかった原因は，次のとおり，メーカー側の要因（設計ミス）と本件申請者側の要因（品質保証の管理が不十分であったこと）がある。
（ア）　メーカー側の要因
メーカー（製造者）は，本件温度計さやの設計に際し，米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準を参考にして，カルマン渦の影響（流れに対し垂直方向すなわち揚力方向に働く振動の発生）を受けないことの解析を行ったとしている。その解析によれば，本件温度計さやでは，流体に起因する振動は生じないものと評価されている。しかし，メーカーが参考にした米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準は，テーパ状（段差がつくことなく徐々に細くなっていく形状）の温度計さやについての評価法を定めたものであり，メーカーは，米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準についての記載を正確に理解せず，この評価基準値を段付構造の温度計（本件温度計）のさやに適用するという判断ミスを犯して，本件温度計さやの設計をした。その後，１９９１年（平成３年）に，米国機械学会（ＡＳＭＥ）の基準に，流れに対し並行（抗力方向）に働く振動（流力振動）に対する回避，抑制のための条件が示された。メーカーは，この資料を入手していたものの，温度計設計の関係者が坑力方向の振動の記載があることを認識したのは，事故後の調査においてであった。
（イ）　本件申請者側の要因
本件申請者においては，本件原子炉施設についての品質保証の具体的事項を「高速増殖炉もんじゅ発電所施設品質保証計画書」で定め，設計の審査，承認に当たっては，担当課長等が受注者の提出する設計関係文書に設計要求事項が適正に反映されているかどうかを審査，承認することとしており，品質保証の管理の体制は，形式的には整っていた。
しかし，本件温度計については，温度計さやの構造上の欠陥は本件申請者により指摘できずに見過ごされる結果となってしまった。
本件申請者が温度計さやについて示した仕様は，温度計の応答時間だけであった。本件申請者の説明によれば，本件温度計の溶接部からの漏えいや熱応力の緩和には注意を集中した反面，流力振動による温度計さやの破損に対する注意が不十分となり，温度計さやの構造上の欠陥が見過ごされる結果となってしまったとしており，温度計さや全体への注意の払い方にバランスを欠いていた。
２　事故が拡大したその他の原因について


事故後の本件申請者の調査，科学技術庁及び原子力安全委員会の検討の結果によれば，本件ナトリウム漏えい事故が早期に収束されずに拡大した原因として，（１）　当直長が本件ナトリウム漏えい事故を異常時運転手順書に定める「中漏えい」（中規模なナトリウム漏えいのこと）でなく，「小漏えい」（小規模なナトリウム漏えいのこと）と判断したことに誤りがあったこと（２）　本件申請者が作成した異常時運転手順書に判断を誤らせる不適切な記載があるとともに，事故時の運転手順書としても不十分なものであったこと
（３）　現場確認が不徹底であったこと
（４）　空調ダクトの閉止操作が速やかに行われず，ナトリウム汲み上げ停止の操
作も遅れたこと
等が指摘されている。
３　事故に対する備えや事故後の対応等における本件申請者の問題点本件申請者のナトリウム漏えい事故に対する備えや事故後の対応等については，科学技術庁及び原子力安全委員会によって，次のとおりの問題点が指摘され，改善検討が要求された。
（１）　ナトリウム漏えい事故に対する備えについて
ア　運転員に対する教育訓練の問題点
運転員に対する教育訓練は，内規に基づいて実施されてはいたが，手順書の「フローチャート」で想定される全てのシーケンスについてシミュレータ訓練が行われているわけではない。
さらに，上記訓練は，異常時運転手順書に従って実施されていたにもかかわらず，手順書の不整合等は摘出されず修正もなされなかった。
イ　火災検知器の問題点
本件配管室における火災検知器は，ナトリウム漏えいの検出器の役割も有しているが，この火災検知器の警報は，火災報知盤の音響停止スイッチを入れると当該発報が停止されるのみならず，スイッチが入っている間は新たな発報信号が入っても警報は鳴らない設計となっている。そして，中央監視盤のＣＲＴで警報の発生の有無や発報箇所の確認をすることはできない。
ウ　換気空調システム
本件配管室の換気空調システムは，「蒸気発生器液位低低」信号により自動停止するものの，火災検知器の信号による自動停止はしない。
（２）　運転体制についての問題点
今回のナトリウム漏えい事故発生当時の運転体制は，当直長を含む９名の体制であり，運転員を技術的に支援する要員はいなかった。この運転体制は，試運転中のものとして十分であったとは考え難い。
（３）　事故時の情報の取扱いについての問題点
本件申請者は，事故後の昀初の現場入域調査（平成７年１２月９日午前２時過ぎ）の結果について，ビデオテープによる情報を含め，規制当局に正しく提供せず，速やかな公表もしなかった。
特に，本件申請者が事故後に公表した入域調査ビデオ映像（１２月９日午前６時過ぎに入域して撮影したもの）は，内部及び外部の関係諸機関の事故状況の把握と対策の立案のための貴重な情報の一つであったにもかかわらず，漏えい箇所等をカットし編集したものであることなどが，その後明らかにされた。このことから，本件申請者による事故隠しとの批判を招き，国民及び地域住民に不安感と不信感をもたらした。現場状況の情報を内部及び外部の関係諸機関が共有することは，事故対応の基本であることを考えると，このことは非常に重要な問題である。事故時の情報伝達を含む情報の取扱いは，設置者の危機管理システムの一環として遂行されることが要求される。
（以上の事実につき，甲イ２４３，乙イ９ないし１３）第７　本件申請者が事故後に行った燃焼実験とその解析（本件申請者の見解）本件申請者は，本件ナトリウム漏えい事故によって本件床ライナに凹凸や板厚の減少が生じたことから，その原因等を解明すべく燃焼実験を２回にわたって実施した（以下，これを「燃焼実験Ⅰ」，「燃焼実験Ⅱ」という。）。そして，その結果を分析，解析して，それに基づく見解を発表したが，その内容の概要は次のとおりである。
１　燃焼実験Ⅰについて
（１）　燃焼実験Ⅰは，本件申請者が平成８年４月８日に行った実験である。燃焼実験Ⅰでは，鋼鉄製の円筒容器（容積約１００立方メートル）内でナトリウムを漏えいさせたが，約１時間３１分経過後に反応生成物のエアロゾルにより換気系に目詰まりが生じたため，実験は途中で中止となった。漏えいしたナトリウムの量は，約２４１キログラムであった。ナトリウム漏えい速度（漏えい率）は，平均で，１秒当たり約４４グラムである。
（２）　実験の結果，実験装置の床に設置された鋼製の受け皿には，高さ約１５センチメートルの山状の堆積物が形成された。その堆積物をサンプリング分析したところ，酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）が４７．７パーセント，水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）が１０．３パーセントそれぞれ検出され，ナトリウム・鉄複合酸化物（Ｎａ４ＦｅＯ３）も３８．４パーセントと相当高い割合で検出された。そして，受け皿には貫通損傷はなかったものの，漏えい部直下近傍で昀大で約１ミリメートルの減肉が認められた。
また，換気ダクト表面の破損は確認されなかったものの，ダクト下部吸入口のルーバのアルミ製の枠が破損し，グリルの片側が垂れ下がった状態となった。グレーチングには一部で破損と減肉が認められた。
測定された温度は，換気空調ダクトで６００ないし７００℃，受け皿で７４０ないし７７０℃で推移していた。また，測定されたグレーチングの温度は，昀高で１０００℃に達した。
２　燃焼実験Ⅱについて
（１）　燃焼実験Ⅱは，本件申請者が平成８年６月７日に行った実験である。燃焼実験Ⅱでは，矩形のコンクリート製容器（容積約１７０立方メートル）の中で，３時間４２分にわたり，ナトリウム約６９０キログラムを漏えいさせた（なお，本件ナトリウム漏えい事故において，漏えい時間は約３時間４０分であると推定されており，漏えい量は６４０±４２キログラムであると推定されていることは前記のとおりである。）。ナトリウム漏えい速度（漏えい率）は，１秒当たり約４０グラムないし約５４グラムである。


（２）　実験の結果，床ライナ（鋼製の厚さ６ミリメートルのもの）の上には，厚さが約５センチメートルの平板状の堆積物が広がり，実験終了直後の観察では，堆積物の大部分は溶融体（固体が熱せられて液体となっている状態）であった。その堆積物をサンプリング分析したところ，酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）が４．３パーセント，水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）が３５．１パーセントそれぞれ検出され，ナトリウム・鉄複合酸化物も，Ｎａ４ＦｅＯ３が６パーセント，Ｎａ５ＦｅＯ４が３１．６パーセントと相当高い割合で検出された。そして，漏えい部直下近傍の床ライナには，大小５箇所の貫通孔（昀大のものは２８センチメートル×２２センチメートル，昀小のものは直径約１．５センチメートル）が確認され，開口部の周囲（約１平方メートルの範囲）もかなり減肉が進んでいた。また，換気ダクトは，コンクリート壁側を中心に１８０度以上の範囲が幅約３０センチメートルで開口し，グリルの垂れ下がりも認められた。グレーチングには二山状の欠損が認められた。
測定された温度は，ダクトで６００ないし７００℃，グレーチングで昀高で１０００℃程度であった。床ライナでの測定値は，概ね８００ないし８５０℃で推移していたが，貫通孔が発生した付近では，一時（実験開始後３時間２０分後），１０００℃を超える値が記録された。
そして，床ライナ損傷部下のコンクリートの温度は，約３時間２０分後から急上昇し，実験終了直後に４９０℃（深さ１５ミリメートルの地点）に達した。損傷部の断熱材（パーライトボード）は浸食され，コンクリートも，０．７平方メートルの範囲で平均深さ２０ミリメートルの浸食を受けていた。そのうち，深さ８０ミリメートルと昀も深く浸食を受けていた場所は，床ライナの昀大開口部の位置とほぼ一致していた。
燃焼実験Ⅱでは，水素濃度は，実験中は２００ｐｐｍ（０．０２％）前後で推移していたが，約３時間２０分には，１６７０ｐｐｍ（約０．１７％）に上昇していた。この濃度上昇は，ライナ開口部から浸入したナトリウムとライナ下部雰囲気の湿分，断熱材，更にはコンクリートとの接触によって水素が発生したことによるものと考えられている。なお，発生した水素は，空気雰囲気での水素の燃焼限界濃度（４％）と比較して十分に低い濃度であり，また，実験中，瞬時的な圧力上昇もなかったことが確認されている。
３　本件申請者の解析及び見解等
本件申請者は，燃焼実験Ⅰ，燃焼実験Ⅱをもとに，本件ナトリウム漏えい事故の結果と比較してその分析，解析を行い，さらに，腐食試験を行って，次のとおりの見解を発表した。
（１）　腐食機構の相違について
本件ナトリウム漏えい事故時と燃焼実験Ⅰでは，燃焼期間中において湿分の量は少なく，床ライナ（又は受け皿）上の堆積物は殆どが酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）であり，水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）は極めて少なかったことから，酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）と鋼板（Ｆｅ）が高温で反応するナトリウム・鉄複合酸化型腐食（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）が生じ，一様な腐食形態になったものと考えられる。一方，燃焼実験Ⅱでは，実験を行った部屋（容器）の容積が小さかったこと等から，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発生し，この水分により，堆積物（ナトリウム燃焼に伴い床ライナ上に堆積した堆積物）中の水酸化ナトリウム（ＮａＯＨ）の割合が増加して溶融体（固体が熱せられて液体となっている状態）となり，これに溶け込んだ過酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ２）が過酸化物イオンとなって床ライナ鋼板（Ｆｅ）を腐食する「溶融塩型腐食」，すなわち界面反応による腐食が主体的であったと考えられる。以上のことから，燃焼実験Ⅱの腐食機構は，本件ナトリウム漏えい事故時及び燃焼実験Ⅰの腐食機構とは異なると考えられる。
（２）　ナトリウム・鉄複合酸化型腐食（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）と溶融塩型腐
食（界面反応による腐食）の相違（特徴）について
ア　ナトリウム・鉄複合酸化型腐食（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）は，ナトリウム（Ｎａ）と酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ）が共存できる非常に低い酸素ポテンシャル（化学反応が起きている領域の酸化力の尺度のこと）環境下で発生する腐食機構であるのに対し，溶融塩型腐食（界面反応による腐食）は，燃焼生成した過酸化ナトリウム（Ｎａ２Ｏ２）が存在する高い酸素ポテンシャル環境下で支配的となる腐食機構である。
イ　ナトリウム・鉄複合酸化型腐食（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）では，反応生成物が固体として材料表面に形成され，生成物自身が融点等により溶融体環境に溶解しない限りは，他の生成物除去機構が反応の持続に必要になる。これに対し，溶融塩型腐食（界面反応による腐食）では，過酸化物イオンが材料と反応し，鋼板（Ｆｅ）はオキシ錯イオンとなって，直接溶融体環境に溶出するため，反応生成層等による保護膜形成が期待できず，腐食が進行する。
ウ　ナトリウム・鉄複合酸化型腐食（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）の環境では，Ｎａ（Ｎａ＋）が弱い酸化剤としてＦｅを酸化する。これに対して，溶融塩型腐食（界面反応による腐食）では，強力な酸化剤であるＮａ２Ｏ２（Ｏ２２－）がＦｅを酸化する。
（３）　腐食速度について
さらに高温化学反応試験装置を用いて，腐食試験（減肉速度の試験）を行ったところ，溶融塩型腐食（界面反応による腐食）は，ナトリウム・鉄複合酸化型腐食（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）に比べて，約５倍程度，腐食速度が早いことが判明した。
したがって，燃焼実験Ⅱでは，ナトリウム漏えい開始後３時間２０分ころには大小５個の貫通孔が生じるに至ったのは，溶融塩型腐食（界面反応による腐食）によって，鋼材の腐食速度が本件ナトリウム漏えい事故及び燃焼実験Ⅰに比べて，著しく早かったためであると考えられる。
（以上の事実につき，乙イ９，１０，４１）
第８　科学技術庁の腐食機構等についての見解


科学技術庁は，本件申請者から受けた報告をもとに検討して，平成９年２月２０日付けの「動力炉・核燃料開発事業団高速増殖原型炉もんじゅナトリウム漏えい事故の原因究明結果について」と題する報告書を取り纏めて，この中で，本件ナトリウム漏えい事故時，燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱにおける腐食機構等について，次のとおりの見解を発表した。
１　本件ナトリウム漏えい事故時と燃焼実験Ⅰ，燃焼実験Ⅱにおける腐食機構につ
いて
（１）　燃焼実験Ⅰ，燃焼実験Ⅱについて調査検討を行った結果，ナトリウム・鉄複合酸化物が生成されたことが確認でき，また，いずれの実験でも鋼材は鉄の融点に至っておらず，化学反応による損傷であったことを確認した。具体的には，本件ナトリウム漏えい事故及び燃焼実験Ⅰの場合には，ナトリウムの燃焼によって生じたナトリウム酸化物（酸化ナトリウム及び過酸化ナトリウム）の堆積物上に，未燃焼のナトリウムが落下するとともに，堆積物上でナトリウムが燃焼し，酸素が堆積物内部には取り込まれない状態が形成された。この結果，鉄は，主として酸化ナトリウムと反応して，複合酸化物を形成することにより腐食した（ＮａＦｅ複合酸化型腐食）。
一方，燃焼実験Ⅱでは，漏えいナトリウムの燃焼が進み，実験装置内の温度が上昇することにしたがって，実験装置の大きさが本件配管室の約１３分の１と小さかったこと等から，周囲のコンクリート壁から多量の水分が放出され，本件ナトリウム漏えい事故と同様の過程で生じたナトリウム酸化物が水酸化ナトリウムに変わった。多量に生成された水酸化ナトリウム中にナトリウム酸化物が溶解し，その結果，鉄は，主として過酸化ナトリウムから生じる過酸化物イオンにより腐食（溶融塩型腐食）する結果となった。
（２）　このように，本件ナトリウム漏えい事故と燃焼実験Ⅰに対して，燃焼実験Ⅱでは，異なる腐食機構が働いたと考えられる（以上のような腐食機構に関する科学技術庁の見解は，本件申請者と同じものである。）。鉄の腐食減肉試験の結果からみても，溶融塩型腐食による腐食速度は，ＮａＦｅ複合酸化型腐食の腐食速度より１桁程度速いことから，本件ナトリウム漏えい事故時と同じ漏えい時間で，燃焼実験Ⅱにおいて床ライナに貫通孔が生じたことを説明できる。
２　コンクリートへの影響
燃焼実験Ⅱで，貫通が生じた床ライナ部分の床コンクリートの状況をみると，床コンクリート上には炭酸ナトリウム（Ｎａ２ＣＯ３），水酸化ナトリウム，ナトリウム・けい素複合酸化物，ナトリウム・鉄複合酸化物等が堆積し，床コンクリートとナトリウムや水酸化ナトリウムとの反応が生じており，約０．７平方メートルの範囲で，平均深さ約２センチメートル（昀大約８センチメートル）のコンクリートの浸食がみられた。
燃焼実験Ⅱの実験装置内の水素濃度の観察結果によれば，実験中は０．０２％程度で推移していたが，実験開始後約３時間２０分には，約０．１７％に上昇していた。水素の濃度が高くなった原因は，床ライナの貫通孔の発生に伴い生じた，ナトリウムとライナ下隙間部の水分との反応，並びに断熱材及びコンクリート中の水分との反応によるものと考えられる。発生した水素は，水素の燃焼限界濃度（４％）と比較して十分に低い濃度であった。
（以上の事実につき，乙イ１３）
第９　原子力安全委員会（事故調査ワーキンググループ）の事故解析及び見解
１　事故調査ワーキンググループの設置
原子力安全委員会は，本件ナトリウム漏えい事故について，独自の立場から調査審議を行うことを決定し，平成７年１２月１４日，原子力安全委員会委員長は，原子炉安全専門審査会会長に対し，本件ナトリウム漏えい事故の原因究明及び再発防止対策について調査審議を指示し，これを受けて，同日，原子炉安全専門審査会会長は，研究開発用炉部会部会長に，調査審議を付託した。そして，同年１２月２１日，研究開発用炉部会が開催され，高速増殖原型炉もんじゅナトリウム漏えいワーキンググループ（以下「事故調査ワーキンググループ」という。）が設置された。このワーキンググループは，調査審議を尽くし，第１次ないし第３次の調査報告書を取りまとめ，原子力安全委員会はこれを公表した。
（以上の事実につき，乙イ４１，４２の１）
２　事故調査ワーキンググループの第２次調査報告書における見解の概要原子力安全委員会が平成９年１２月１８日に公表した第２次の調査報告書の概要は，次のとおりである（なお，ここでは，報告書が本件申請者を「動燃」と称しているので，これに従う。次の３項においても同様である。）。
（１）　ナトリウム漏えい燃焼時の腐食機構について
本件ナトリウム漏えい事故では，ダクト及びグレーチングの鋼材は，漏えいナトリウムの燃焼により高温にさらされて，顕著な減肉あるいは欠損が生じたが，鋼材そのものの融点を超えて溶融した形跡は認められなかった。事故調査ワーキンググループは，残存部分表面の減肉の特徴からみて，高温溶融体が関与する腐食現象であると考えるのが適当であると判断した。床ライナの減肉についても，その程度はともかく，その形態から同様の現象が起こっていた可能性がある。このような特徴を持つ鋼材表面の状態は，燃焼実験Ⅰのグレーチング及び受け皿，並びに燃焼実験Ⅱのダクト，グレーチング及び床ライナにも高温溶融体が関与しているという観点では共通していると判断される。
科学技術庁の２月報告書（乙イ１３のことを指す。）では，本件ナトリウム漏えい事故及び燃焼実験Ⅰでは，「ＮａＦｅ複合酸化型腐食」，燃焼実験Ⅱでは「溶融塩型腐食」という異なる腐食機構が作用したとしているが，事故調査ワーキンググループとしては，約６００℃以上の高温で複合酸化物を含む液相が存在すると考えられることから，いずれの場合にも，高温では複合酸化物を含む液相が形成されて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考える。いうまでもなく腐食機構のより一層の理解には今後とも研究の継続が必要であり，高速増殖炉の工学基盤をさらに強化するには，特に原子炉の設備構成と冷却材の特徴を踏まえた安全工学的見地から，安全裕度をより確実にするために反応速度等に関する研究が望まれる。
（２）　鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応の知見に関する調査結果につ
いて
ア　本件許可処分がなされた当時，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応に関する知見がどのような状況にあったかについて，事故調査ワーキンググループから社団法人電気化学会に対し調査を依頼したところ，その回答の概要は次のとおりであった（乙イ４１の参考５）。
（ア）　鉄／ナトリウム／酸素系については，１９８０年代前半に鉄鋼精錬分野で主に１０００℃以上の温度領域における効率的な脱りん反応に関連して研究が進められた。


（イ）　溶融塩腐食に関しては，腐食生成物あるいは材料表面の付着物等に溶融体が生成する場合には加速的な腐食が進行することが知られていた。（ウ）　高速炉の研究分野では，Ｈｕｂｅｒらの１９７５年（昭和５０年）の論文に，空気中でのナトリウム燃焼と鉄の腐食を指摘する記述がある。（エ）　燃焼ナトリウムと接触した鉄が酸素の存在のもとに鉄の融点以下で損傷する可能性について，もんじゅの設計・審査時点で，予測することは可能であったと判断される。
（オ）　鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応について，必要な情報の開示の下に本会（電気化学会）の専門家に問い合わせ，調査依頼があれば，他分野の専門家との協力により，適切な提案または助言が可能な知見を本会は有していた。イ　これに対し，動燃は，Ｈｕｂｅｒらの論文には接していたものの，もんじゅにおけるナトリウム燃焼抑制効果の観点で接したため，この論文をナトリウム燃焼における床ライナの腐食に結びつけて活用するには至らなかった。このように高速炉分野においては，本件許可申請がなされた以前においてＨｕｂｅｒらの論文が発表されていたが，問題意識がなかったため，この論文がナトリウム燃焼における床ライナの腐食を予見させるものとは考えず，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応の知見を得るに至らなかった。その結果，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する激しい腐食については，高速炉の関係者（高速炉の開発者や安全審査担当者）には知られていなかった。
要するに，界面反応による腐食という知見は，当時の高速炉開発の関係者及び高速炉の安全審査関係者には知られていなかったが，「問題意識があれば知り得た知見」と位置づけられるものと思われる。
（３）　現時点の知見からみた２次系ナトリウム漏えいの影響評価について
ア　ナトリウム燃焼時の床ライナ温度の評価
設置許可当時は，漏えいした室内でスプレイ燃焼とプール燃焼を同時に解析するコードがなかったが，今回改めて，床ライナ温度に着目した解析を行うために，漏えいした室内でスプレイ燃焼とプール燃焼を同時に解析するコードを用いた。ナトリウム燃焼のモデルについては，燃焼過程の解析に根拠が十分とはいえない仮定を含むなど，なお検討を要するところがある。
しかし，このモデルを用いた解析結果は，本件ナトリウム漏えい事故，燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱの結果と照合され，床ライナ温度及び温度変化の傾向は実験結果とおおむね一致していることから，事故調査ワーキンググループは，当面，この解析結果に基づいて検討を進めることは可能であると判断した。また，この解析では，雰囲気中の水分による水酸化ナトリウム生成の反応熱は考慮されているが，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応により発生する熱の寄与は未だ考慮されていない。しかし，この寄与分は，ナトリウムの燃焼により発生する熱量に比べて小さく，床ライナ温度に対する影響はそれほど大きくないと考えられる。
イ　床ライナの機械的健全性の評価
床ライナ全体としての熱膨張が昀大になるのは，全面一様加熱，すなわち，大規模漏えい時にナトリウムが床ライナ全面に広がった状態でのプール燃焼の場合であり，設置許可当時も同様に考えられていた。
現時点での評価によると，漏えいナトリウムの床ライナ全面での燃焼の場合，床ライナ温度は，配管室で約６２０℃，過熱器室で約７５０℃となり，設置許可当時の評価（配管室で約４６０℃，過熱器室で約５２０℃）を上回った。科学技術庁及び動燃からの報告によると，床ライナ全体の熱膨張により破損する可能性について評価した結果，実際に設置されている床ライナは，２次主冷却系配管室（Ａ）北側では約６３０℃，同配管室（Ｃ）北側では約７００℃程度，その他の配管室及び過熱器室では約９５０℃あるいはそれ以上になっても，熱膨張により壁と干渉することなく，機械的に破損するおそれはないとしている。
中小規模の漏えいによる燃焼の場合，床ライナ温度は，局所的に約８８０℃（配管室）あるいは約８５０℃（過熱器室）に達することが解析された。このため，動燃は，局所的なひずみによる破損の可能性を調べるために解析を行い，また，床ライナの一部分を模擬した試験体を用いた実験を行った。それによれば，局所的な燃焼に対して９００ないし９５０℃まではリブが剥離することがあるが，床ライナに損傷は生じないことが示された。
これらの検討は，設置許可当時の安全審査における２次系ナトリウム漏えいの影響評価の状況等の検討に資するために，大規模な漏えい及び中小規模の漏えいの場合について，床ライナの温度及び機械的健全性の評価を改めて行ったものである。実際に設置されている床ライナについて検討した結果，事故調査ワーキンググループは，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応による腐食を考慮しない場合には，漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防止するという床ライナの機能は維持されると判断した。
なお，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応による腐食を考慮した場合については，ナトリウム燃焼による鉄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十分に解明されているとはいえない状況にあることから，対策を含めて今後検討が必要である。
ウ　水分の影響に関する評価
ナトリウム及びその酸化物（Ｎａ２ＯやＮａ２Ｏ２）は，水と反応して水素や水酸化ナトリウムを生じる。２次系ナトリウムが漏えいして燃焼した場合，考慮すべき水分は，空気中に通常存在するもののほか，コンクリート壁が加熱された際に放出されるものである。
一般に，コンクリートが加熱されると，コンクリート中の水（自由水及び結合水）がコンクリート中を移動しあるいは表面から放出する。この現象は，温度依存性が強いこともよく知られている。この水の移動によって，コンクリートの性状に変化が生じる。


科学技術庁及び動燃の報告によれば，燃焼実験Ⅱ及び本件ナトリウム漏えい事故時のコンピュータ解析を行ったところ，配管室での雰囲気中の水素濃度は，１時間当たり約１０トンの漏えい時に昀高となり，その値は約２パーセントになるとの結果を得たとされている。この値は，通常の空気中（酸素濃度約２０パーセント）での爆焼限界水素濃度（ここでは，火炎の伝播を伴う希薄可燃限界濃度をいう。）である約４パーセントを下回り，さらにこの時の酸素濃度は約４パーセントと計算されているので，爆発的な現象は起こり得ないことになる。上記の解析では，漏えいした室の空間を１点で，またコンクリートは深さ方向の１次元で近似して温度分布を計算しているので，その結果は，もんじゅの配管室のように体積が大きい場合には粗い近似である。事故調査ワーキンググループは，財団法人原子力発電技術機構に依頼してナトリウム漏えい時の３次元の温度分布の解析を行った。解析に当たっての仮定等については，なお詳細に検討する必要があるが，この解析によれば，コンクリート温度は，漏えい箇所から離れるとともに低下することが示され，このことから水分の放出も減少することが推定される。現時点では，これらの結果を総合的に考えると，事故調査ワーキンググループは，水素燃焼等が建物，構築物の健全性に影響を与える可能性は低いと判断する。一方，生成した水酸化ナトリウムは，燃焼実験Ⅱで観察されたように，床ライナの腐食に影響を与える。動燃は，コンクリートからの水分放出を考慮した解析を行い，床ライナ温度の推移と腐食速度の温度依存性を考慮して腐食減肉量について検討を進めている。今後，腐食防止の観点から，床ライナの健全性を確保する対策の有効性を確認するためにも，腐食減肉量の評価方法の一層の改善を図ることが必要であると考えられる。
（４）　設置許可当時の安全審査における２次系ナトリウム漏えいの影響評価等に
ついて
ア　本件ナトリウム漏えい事故の直接の原因は，温度計の設計の欠陥に起因する温度計さやの破損である。このような構成部品の設計は，基本設計等に基づいて設置者の責任において実施されるものであって，原子力安全委員会の審査の対象ではない。しかしながら，２次系ナトリウム漏えい防止及び漏えい後の対策の基本設計等は，安全審査の対象であり，原子力安全委員会の責務の範囲内にある。イ　安全審査において重点を置く事項の１つは，冷却機能低下の際に炉心の安全性が確保されるか否かということである。許可申請書等における２次系ナトリウム漏えいについての検討も主としてこの見地から行われている。すなわち，原子炉が停止した後の崩壊熱を除去するためには，漏えいを起こした冷却系以外の冷却系等の健全性を維持する必要がある。そのためには，漏えいナトリウムが燃焼した場合でも，建物，構築物の健全性が保たれなければならない。建物，構築物の健全性に大きな影響をもたらすのはナトリウム燃焼に伴う内圧の上昇である。この観点から，設置許可当時の安全審査では，内圧を昀大にするため，漏えいナトリウムのスプレイ燃焼，連通室内でのプール燃焼，換気系の即時停止等を仮定した。解析の結果，内圧は建物，構築物の耐圧限界より十分に低く健全性は保たれることが示された。この内圧評価の考え方，解析手法並びにその結果は妥当なものと判断される。
一方，床ライナは，漏えいナトリウムとコンクリートとの直接接触を避けるために設けられているものである。設置許可当時の安全審査では，床に設置されたライナにより，漏えいナトリウムとコンクリートの直接接触を防止することが前提となっている。動燃は，大規模な漏えいの解析結果から，床ライナの昀高温度は，配管室で約４６０℃，過熱器室で約５２０℃と評価し，これを踏まえて床ライナの設計温度を５３０℃とした。この設計温度という意味は，床ライナがこの温度まで全面一様に加熱されても，熱膨張によって壁と干渉しないように設計するというもので，この温度を超えれば直ちに床ライナが機能を喪失するということではない。内圧を昀も厳しく評価する当時のモデルによる解析では，床ライナの温度に着目した評価にはならなかったが，これは，当時は内圧上昇を厳しく評価することに重点が置かれていたためである。
設置許可当時の安全審査では，中小規模の漏えいによる床ライナの影響は検討されなかった。これは，当時の関係者が，床ライナ温度が仮にナトリウムの沸点（約８８０℃）に達したとしても，ライナ材料の融点（約１５００℃）に比べれば十分低いので，床ライナが溶融することはあり得ず，したがって注目すべきは床ライナが熱膨張によって機械的に破損するか否かであるが，床ライナの全体としての熱膨張が昀大になるのは，ナトリウムプールが形成されてライナが全面加熱される大規模漏えいの場合で，中小規模の漏えい時の影響はこれに包絡されると判断したためと考えられる。
ウ　２次系ナトリウムの中小規模の漏えいの影響評価を現時点の知見で行ったところ，床ライナ温度が局所的に約８８０℃に達するという結果が得られた。これは，大規模漏えいの解析の場合は，酸欠効果により床ライナ温度の上昇が抑えられたのであって，床ライナの昀高温度についていえば，大規模漏えいの場合が中小規模の漏えいの場合を包絡したものとはなっていなかった。
エ　そこで，大規模な漏えい及び中小規模の漏えいの場合について，床ライナの温度及び機械的健全性の評価を改めて行ったところ，上記の約８８０℃という温度はライナ材料の融点に比べて十分低いことから，床ライナは溶融せず，また，局所的な変形解析及び実験の結果から，床ライナの温度が９００から９５０℃までは機械的な破損は生じないことが示された。
その結果，界面反応による腐食を考慮しない場合には，漏えいナトリウムとコンクリートの直接接触を防止するという床ライナの機能は維持されると結論される。このことから，設置許可当時の安全審査における２次系ナトリウム漏えいの影響評価において，仮に中小規模の漏えいを取り上げて詳細に検討したとしても，界面反応による腐食に関する知見が知られていなかったことを考えると，床ライナの機能は維持されるという評価は変わらず，審査の結論に影響を与えることはなかったと判断する。
オ　現在においては，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応による腐食に関する知見が，本件ナトリウム漏えい事故等を契機として得られつつある。また，腐食反応に大きな影響を与えると考えられる床ライナ温度については，中小規模の漏えいの場合の方が，大規模漏えいの場合よりも高くなり得ることがわかった。さらに，燃焼実験Ⅱのように，状況によっては壁からの多量の水分放出もあり得ることが明らかになった。
しかしながら，ナトリウム燃焼による鉄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十分に解明されているとはいえない状況にあることから，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応による腐食を考慮した場合の安全評価については，対策を含めて今後検討が必要である。このことを考慮して，２次系ナトリウム漏えいの影響を抑制する有効な方策を考えるべきである。
（以上につき，乙イ４１）


３　事故調査ワーキンググループの第３次調査報告書における見解の概要原子力安全委員会が平成１０年４月２０日に公表した第３次の調査報告書の概要は，次のとおりである。
（１）　ナトリウム漏えい時の腐食抑制対策等について第２次報告書では，本件ナトリウム漏えい事故，燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱで観察された鋼製の床ライナの腐食は，高温でナトリウムの複合酸化物を含む液相が形成されて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た。そして，状況に対応し得る腐食抑制に有効な方策を考えることが当面昀も重要なことであるとの指摘を行った。その際，事故で想定し得る温度，雰囲気（酸素分圧，水分の存在等）の影響を考慮に入れることが重要であるとした。
（２）　腐食抑制対策等の目標及び基本的な考え方
腐食抑制対策等の目標とするところは，以下のとおりである。ア　床ライナの腐食と熱膨張による変形等の機械的影響を考慮し，漏えいナトリウムと床コンクリートとの直接接触を防ぐという床ライナの機能が維持されること，イ　水素濃度が，雰囲気中の酸素濃度を考慮した爆焼限界水素濃度（希薄可燃限界濃度のこと。これが約４パーセントを超えると，火炎の伝播が起こるようになる。）を下回ること，
（３）　腐食抑制対策
事故調査ワーキンググループとしては，動燃が実施した鉄の腐食試験の結果を踏まえれば，腐食による減肉量は，金属が高温に保持されている時間にほぼ比例し，また，腐食速度はアレニウス型の温度依存性（反応速度又は反応速度定数が絶対温度Ｔの逆数を含む形で表される関係）を示すものと理解しても差し支えないと考える。
本件ナトリウム漏えい事故，燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱにおける腐食形態は，全面腐食と考えることができる。その場合，酸化剤が十分に供給され，溶融塩と金属の界面の直接反応が全腐食反応の進行速度を決めるとき（界面反応律速），腐食速度は昀大になると考えられる。
動燃の腐食試験では，腐食による減肉量は，時間に比例してほぼ直線的に増大しており，これは界面反応律速において，一般的にみられる関係である。また，腐食速度の温度依存性を検討すると，腐食速度は温度上昇に対して，指数関数的に増大している。
これにより，床ライナの腐食抑制対策としては，①　昀高温度を低く抑えること，②　高温の持続温度を短く抑えること，の両方又はいずれかの策を講じることを基本的な考え方とした。
また，漏えいしたナトリウムの燃焼により室内の温度が上昇すると，加熱されたコンクリート壁等から水分が放出され，その水分がナトリウムと反応して水酸化ナトリウムが生成して，液相の形成を容易にすることから，コンクリート壁等から水分の放出を抑えることは，腐食抑制をさらに向上させるものと考える。
（４）　水素発生抑制対策
漏えいしたナトリウムの燃焼により室内の温度が上昇すると，加熱されたコンクリート壁等から水分が放出され，漏えいしたナトリウムと水分の反応により水酸化ナトリウムが生成されるが，同時に水素も発生する。
ナトリウム漏えい時に水素の発生をできるだけ抑えることが望ましいとの観点から，コンクリート壁等から水分の放出を抑えることは水素発生抑制に有効である。
（以上の事実につき，乙イ４２の１）
第１０　本件ナトリウム漏えい事故後に本件申請者が発表した本件原子炉施設の改
善策
本件申請者は，本件ナトリウム漏えい事故後の平成８年１２月から，本件原子炉施設の安全性の総点検を行い，その結果を平成１０年５月付けの第６報報告書（乙イ４７ないし４９）として取り纏めたが，それによると，本件申請者が行った点検及び本件申請者が用意した改善策の具体的内容は次のとおりである。
１　流力振動に対する健全性の点検と改善策
（１）　２次主冷却系及び補助冷却設備の配管用温度計さやについて本件申請者は，２次主冷却系の配管用温度計のさやが破損したことが原因で，本件ナトリウム漏えい事故が発生したことを受けて，２次主冷却系及び補助冷却設備の配管用温度計さやの全てを交換あるいは撤去することを決めた。（２）　上記（１）以外のナトリウム系の温度計さや，水・蒸気系の温度計さや等
について
本件申請者は，上記ア以外のナトリウム系の温度計さや，水・蒸気系の温度計さや，ナトリウム内包壁を貫通するか又はこれを構成している構築物（液面計等），ナトリウム熱交換器伝熱管及びナトリウムに内在する機器について点検したが，そのうち，水・蒸気系のさや１３０本中の２２本が判定基準を満たさないことが判明した。そのため，本件申請者は，水・蒸気系のさや２２本につき，温度計設計方針を満足するものに交換するか，撤去する方針とした。
２　漏えいの早期検出，拡大防止及び影響緩和に関する点検と改善策
（１）　点検の対象範囲
点検の対象範囲は，ナトリウムを内包する１次主冷却系及び１次ナトリウム補助設備，２次主冷却系及び２次ナトリウム補助設備，補助冷却設備，炉外燃料貯蔵設備及びメンテナンス冷却系設備に関連する次の設備である。
ア　ナトリウム漏えい検出設備
イ　消火設備
ウ　換気空調設備
エ　ナトリウム・充填ドレン系設備
オ　保温構造（内装板，外装板）
カ　ライナ
キ　漏えいナトリウム移送，貯留用設備（連通管，燃焼抑制板）
ク　安全保護系，液面計，インタロック等制御系
ケ　中央監視制御システム
（２）　２次主冷却系，補助冷却設備の点検結果
２次冷却材漏えい事故時に安全性を確保するためには，補助冷却設備３系統のうち，少なくとも１系統が機能することにより，炉心冷却機能が損なわれないことが必要である。そのためには，建物・構築物の健全性が維持され，系統分離機能が損なわれないことが必要である。
２次主冷却系ナトリウム漏えいを想定した燃焼解析では，現状設備において，適切なプラント停止，換気停止及びナトリウムドレンの操作を行えば，「燃焼実験Ⅱ」のような腐食（溶融塩型腐食）を仮定しても，ライナの貫通に至ることがなく，コンクリートからの水分放出等による雰囲気中の水分とナトリウムの反応により生成する水素が蓄積燃焼しないことが確認されている。しかしながら，ナトリウム漏えいの影響拡大を防止し安全性に万全を期す観点から，従来の設計の基本的考え方から展開された設計要求事項を整理し，今回の点検で摘出した留意点分析とそこから導きだされた追加要求事項を考慮して設備改善策を検討した。留意点分析の結果，従来のナトリウム漏えい対策は，中小規模の漏えいに対して設計要求事項が不十分であることがわかった。また，設計要求事項が運転手順書に徹底されていないものがあった。
（３）　設備改善策の基本的な考え方


改善策の基本的な考え方は，ナトリウム漏えいを早期に検出し，事故の拡大防止及び影響の緩和を確実なものとし，安全性に万全を期すことにある。このためナトリウムの漏えいと火災に対して積極的な対応を図るものとし，ナトリウム漏えいを早期に検出し，換気空調設備を停止（酸素の供給を断つ）した後，ナトリウム漏えい量を抑制し速やかに漏えいを停止させる（火災の源を断つ）ためにナトリウムドレンを行うとともに，併せて漏れたナトリウムの燃焼を抑制する（消火する）ために窒素ガスの注入を行うこととする。なお，窒素注入については，酸欠に対する人的安全性の確保，プラント運転員（直員）や現場作業員の負担軽減に留意する。これらの改善策を講じることにより，結果として床ライナ等の建物・構築物の健全性についての適切な裕度向上につながる。
（４）　具体的な設備改善策
具体的な設備改善策は次のとおりである。
ア　ナトリウム漏えいの早期検出と運転員の支援
ナトリウム漏えいの影響が機器・配管等の保温構造外に及ぶ場合の検出系を強化するためにセルモニタ（煙感知器と熱感知器を組合わせた火災検出システム）を設置する。
また，運転員が事故現場の状況をより正確かつ迅速に把握できるよう，２次主冷却系及び補助冷却設備の室内にＩＴＶを設置するとともに，火災，ナトリウム漏えい検出及びプロセス量等のナトリウム漏えいに関する情報を中央制御室で一括表示，監視できる総合漏えい監視システムを設置する。
イ　換気空調設備の早期停止
現状の「蒸発器液位低低」信号による換気空調設備の自動停止をより確実なものとするため，従来２ｏｕｔ　ｏｆ２信号で自動停止することとしていたものを１ｏｕｔ　ｏｆ２信号でも自動停止させるようインタロックの改善を行う。また，中小規模の漏えいに的確に対処するため，セルモニタの信号により，換気空調設備を自動停止させる。これにより漏えいナトリウムの燃焼抑制及びエアロゾル拡散抑制を図る。
ウ　ナトリウムドレン機能の強化
ナトリウム漏えい確認後，速やかに原子炉を停止するとともに，ドレンを開始する。ドレンに要する時間を短縮するため，２次主冷却系循環ポンプ入口部分へのドレンラインの追加（ラインの多重化），既設ドレン配管の大口径化等の改造を行なう。ナトリウム漏えい環境下にあっても確実にドレンできるよう，ドレン弁，駆動ケーブル，信号ケーブルを保護する。
エ　燃焼の抑制
ナトリウム燃焼の確実な鎮火及び再燃焼防止のため，当該区画内に窒素注入を行う。
窒息消火の効果向上のため，２次主冷却系，補助冷却設備の配管・機器が設置されている部屋を区画化する。区画化は，エアロゾル拡散抑制の効果も有する改善策であるとともに，換気空調設備の早期停止とあわせて，窒息消火に有効である。また，圧力上昇を抑制するため，圧力逃がしラインを設置するとともに空気冷却器室へも開口部を利用して圧力を逃がす。
オ　コンクリートからの水分放出抑制
ナトリウムを内包する配管・機器が設置された部屋の璧，天井に断熱構造を設け，コンクリートの温度上昇を抑制し，コンクリートからの水分放出を抑制する。断熱構造は，基本的に壁，天井に敷設するが，敷設にあたっては，コンクリートへの熱的影響の空間分布や現場における壁掛け盤等の効果を勘案し，設置範囲や断熱材厚さ等の詳細を具体化する。
カ　エアロゾル拡散抑制
建物内外へのエアロゾル拡散を抑制するため，換気空調設備を早期停止する。また，建物内のエアロゾル拡散を抑制するため，区画化する。区画化を行うに当たっては，区画境界の気密化を行なうとともに，換気空調設備のダクトに逆止ダンパを追加する。
キ　空気冷却器室下部キャッチパン上の区画化
空気冷却器室配管からの漏えいでは，当該室は直接外気と通気しているため，窒息の効果が期待できず，漏えいナトリウムが高温化する。移送先である貯留室への影響を軽減する目的で，下部キャッチパン上で配管の布設してある空間を区画化し，窒息による燃焼抑制を図る。
ク　貯留室
貯留室では，漏えい・移送された未燃焼ナトリウムが長期にわたって貯留されることから，熱的影響を緩和するために鋼材等のヒートシンクを設置する。貯留されるナトリウムに水酸化ナトリウムが混入している場合には，未燃焼ナトリウムとの反応により水素発生の可能性が考えられるが，この改善策により水素発生も抑制される。
（５）　運転，保守面における改善策
ナトリウム漏えいに関する設備改善策に伴い，運転員は，ナトリウム漏えいが発生した場合に，下記の事項の確認及び対応操作が要求される。これらについては，改善策の設計を具体化する際に，運転手順書や保守面に適切に反映することが必要である。
ア　セルモニタ又は蒸発器液位低低信号による換気空調設備の自動停止の確認イ　警報がナトリウム漏えいによるものであることを確認した後，原子炉を手動トリップし，（原子炉が自動トリップした場合にはそれがナトリウム漏えいによるものであることを確認し，）トリップ後のプラント状態を監視ウ　ナトリウムをドレンするため，ドレンする系統のポニーモータ，補助冷却設備
及びオーバフロータンクからの汲み上げを停止
エ　ドレン開始
オ　ナトリウム漏えい発生区画における人的安全を確認後，窒素ガス注入を開始
（以上につき，乙イ４７ないし４９）
第１１　床ライナの腐食機構に関する被控訴人の立場
１　床ライナの腐食機構に関する本件申請者・科学技術庁と原子力安全委員会（事故調査ワーキンググループ）の見解の相違
前述のように，本件ナトリウム漏えい事故，燃焼実験Ⅰ及び燃焼実験Ⅱにおける床ライナ（燃焼実験Ⅰでは鋼製の受け皿）の腐食機構については，本件申請者・科学技術庁が，燃焼実験Ⅱの腐食は溶融塩型腐食であり，本件ナトリウム漏えい事故と燃焼実験Ⅰのそれはナトリウム・鉄複合酸化型腐食であるとしているのに対し，原子力安全委員会の事故調査ワーキンググループは，いずれの腐食も溶融塩型腐食である可能性があると指摘していた。
２　原子力安全委員会（安全性確認ワーキンググループ）の対応（１）　原子力安全委員会は，前記第９記載の報告書において指摘した事項に関して，科学技術庁及び本件申請者が適切に対応しているかどうかを確認し，本件原子炉施設の安全性の確保に継続的に取り組んでいくために，原子力安全委員会の中に，もんじゅ安全性確認ワーキンググループ（以下「安全性確認ワーキンググループ」という。）を設置することを平成１０年１０月２９日に決定した。なお，この安全性確認ワーキンググループの構成員は，事故調査ワーキンググループとは異なっている。


（２）　安全性確認ワーキンググループは，本件申請者及び科学技術庁から報告を受け，２０項目について調査審議した結果，これを「もんじゅ安全性確認ワーキンググループ報告」と題する報告書に取りまとめたが，その中で，２次系ナトリウム漏えいの影響評価と腐食抑制対策について，次のように述べている。なお，この報告書の作成段階では，本件申請者（動燃）は「核燃料サイクル開発機構」に移行していることから，本件申請者を「サイクル機構」と呼称している。「（２）　２次系ナトリウム漏えいの影響評価（指摘事項⑭）《事故調査ワーキンググループによる指摘事項への対応》ナトリウム漏えい燃焼実験－Ⅱでは，床ライナ上に山状の堆積物がほとんど見当たらず，床ライナに貫通孔が観察されるなど，もんじゅ事故との間で損傷状況に差異があった。事故調査ワーキンググループは，燃焼実験－Ⅱが，鉄が燃焼ナトリウムによって損傷する場合があること及びナトリウムの燃焼状態に酸素の供給が強く影響することを示唆していることから，もんじゅ事故と燃焼実験－Ⅱの状況の間にどれだけの隔たりがあるかを知ることが必要であると指摘した。また，鉄，ナトリウム及び酸素が関与する界面反応の有無も考慮して，ナトリウムの漏えい量，酸素の供給状況の影響など系統的な評価を行い，２次系ナトリウムの漏えいによるもんじゅの建物，構築物の健全性の確認を行う必要があると指摘した。サイクル機構は，事故後の対応状況を以下のように報告した。ナトリウム酸化物による鋼材の腐食試験を重ね，腐食速度に関する知見を蓄積した。それに基づき，もんじゅ事故では主に酸化ナトリウムが鉄と反応する複合酸化型腐食が，燃焼実験－Ⅱでは主に過酸化ナトリウムから生じる過酸化物イオンが鉄と反応する溶融塩型腐食が，それぞれ生じたものと判断した。さらにその後も各種腐食試験を拡大し，腐食データの充実を図るとともに，もんじゅ事故と燃焼実験－Ⅱとの床ライナ等の損傷状況の差異の原因について腐食機構の相違等を検討した。また，サイクル機構は，もんじゅ事故とその後の燃焼実験では溶融塩が関与した腐食機構が働いたとする事故調査ワーキンググループの見解も考慮して，昀も厳しい結果を与える溶融塩型腐食データに基づいて２次冷却材漏えい時における床ライナの健全性の評価を行った。この評価により，昀も高い床ライナ温度を与える中小規模のナトリウム漏えい時においても現状設備の床ライナには腐食による貫通孔は生じないことを解析により示した。
《取り組み状況の確認結果》
当ワーキンググループは，腐食試験によって示されたもんじゅ事故と燃焼実験－Ⅱの間には腐食速度にして５～６倍の相違のあることが確認されていること，サイクル機構が示した新たな腐食抑制対策を前提とすると昀も厳しい条件を考慮しても床ライナの健全性は確保されること，床ライナの腐食に関する研究開発の現状とその適用方針は適切と見られることなどから，指摘事項に適切に対応していることを確認した。
（３）　腐食抑制対策（指摘事項⑮）
《事故調査ワーキンググループによる指摘事項への対応》ナトリウム漏えい燃焼時の床ライナなどの鋼材の腐食は反応速度を支配する因子が絶えず変動する状況下の現象であり，事故分析，実験及び文献等の知見をもとにした推論には詳細な過程の理解に不確かさが残ることは避けられない。このため，事故調査ワーキンググループは，これまでに得られた知見や考察を踏まえた有効な腐食抑制方策を考えることが当面昀も重要であること，また，対策を含めて腐食機構の動的な過程や因子の影響の検討が今後必要であることの指摘を行った。サイクル機構は，これらに対して以下のように対応していることを報告した。事故や燃焼実験等の知見を反映した腐食抑制対策として２次系を格納する室のナトリウムの燃焼抑制と雰囲気中水分の抑制を柱とした設備の改善策を採ることとし，換気空調系の早期停止，ドレン用弁の多重化とドレン用配管の大口径化によるナトリウムドレンの機能強化，窒素ガス注入による燃焼抑制や断熱材の設置による壁・天井のコンクリートからの水分の放出抑制と熱的影響の拡大防止を図ることにした。これらの対策により床ライナを含めた建物，構築物の健全性に関する裕度が向上した。また，腐食機構の動的過程や因子の影響について動的腐食データ（時間依存性－速度則）の取得に基づく腐食機構の特徴，三相界面における腐食の支配因子，化合物の熱力学的基礎物性データベース化等の検討を行っている。
《取り組み状況の確認結果》
これらの腐食抑制対策の基本的枠組みは，事故調査ワーキンググループにおいて既に検討されているが，当ワーキンググループは，その後の腐食に関する研究開発状況並びに動的腐食試験等を踏まえて更に検討した結果，腐食抑制対策の方針は適切であると判断し，また，酸化物形態による腐食速度則の相違や，気液界面の影響は無視しうること等有用な知見が得られていることから，指摘事項に適切に対応していることを確認した。」
（以上の事実につき，甲イ４５６）
３　安全性確認ワーキンググループの見解
以上の安全性確認ワーキンググループの判断は，本件ナトリウム漏えい事故と燃焼実験Ⅱの腐食機構につき，事故調査ワーキンググループと同じ見解を採っているのかどうかは，必ずしも明らかでない。しかし，安全性確認ワーキンググループは，本件申請者（サイクル機構）が，①　鋼材の腐食試験を重ね，腐食速度に関する知見を蓄積して，それに基づき，本件ナトリウム漏えい事故の腐食は複合酸化型腐食であり，燃焼実験Ⅱでは溶融塩型腐食が生じたと判断したこと，②　さらにその後も各種腐食試験を拡大し，腐食データの充実を図るとともに，本件ナトリウム漏えい事故と燃焼実験Ⅱとの床ライナ等の損傷状況の差異の原因について腐食機構の相違等を検討したこと，③　本件ナトリウム漏えい事故に溶融塩が関与した腐食機構が働いたとする事故調査ワーキンググループの見解も考慮して，昀も厳しい結果を与える溶融塩型腐食データに基づいて２次冷却材漏えい時における床ライナの健全性の評価を行ったことなどを指摘する一方で，これに何らの異を唱えていないことからすると，安全性確認ワーキンググループとしては，腐食機構に関する本件申請者の見解を基本的には受け入れたものと推認される。
４　被控訴人の主張
被控訴人の本件ナトリウム漏えい事故における床ライナの腐食機構に関する主張は，本件申請者・科学技術庁の見解に基づくものであり，事故調査ワーキンググループの見解を採用していない。したがって，被控訴人は，本件ナトリウム漏えい事故の床ライナの損傷はナトリウム・鉄複合酸化型腐食によるものであり，燃焼実験Ⅱのときに生じたような溶融塩型腐食（界面反応による腐食）ではないとの立場を採っている。
第１２　当裁判所の判断
１　２次主冷却系設備の機能と意義


（１）　２次主冷却系設備は，通常運転時に炉心で発生した熱を吸収した１次冷却材から中間熱交換器を介して熱の伝達を受け，この熱をもって蒸気発生器において水を蒸気に変換するための設備である。また，運転停止時には，炉心で発生する崩壊熱を１次冷却材から受け取り，これを補助系冷却設備の空気冷却器から大気に放出する役割も持っている。この２次主冷却系設備で熱の伝達を担うのが２次冷却材で，その成分は１次冷却材と同じくナトリウムである。（２）　２次主冷却系設備が上記のような機能と役割を有していることから，２次冷却材が漏えいするなどの事故により，２次主冷却系設備が機能不全に陥れば，炉心の熱を吸収した１次冷却材は，その熱を放出することができず，沸騰して冷却能力を失い，原子炉が溶融，暴走するなどの重大事故に発展する危険性がある。また，２次主冷却系設備の配置される建物は鉄筋コンクリート造りであり，その周囲の雰囲気は空気であるから，２次冷却材が配管から漏えいすると，空気と接触して高熱燃焼するのは勿論，場合によってはコンクリートと接触する危険性があり，それによって生ずる建物や各系統設備に対する圧力上昇と熱的影響も無視できない。本件原子炉施設において，冷却設備が１次，２次の各主冷却系ともＡ，Ｂ，Ｃの３つのループに分かれ，系統分離が図られているのは，１つのループの機能不全が他のループの冷却能力に影響を与えないためである。また，本件申請者が，本件許可申請において「評価の考え方」及び「安全評価審査指針」に基づき，「２次冷却材漏えい事故」を評価の対象とする「事故」（いわゆる「設計基準事故」）の１つに選定したのも，２次主冷却系設備の除熱能力の重要性並びにナトリウムの持つ危険性を考慮してのことであると考えられる。
（以上につき，第１章，第１節，第４及び第２章，本節，第１，第２参照）
２　「２次冷却材漏えい事故」に対する本件安全審査
（１）　本件申請者が本件許可申請において選定した「２次冷却材漏えい事故」の内容と解析の結果は，前記（本節，第２の３）のとおりであるが，このうち，事故防止・抑制対策及び熱的影響の解析を要約すると，次のとおりである。
ア　事故防止・抑制対策
（ア）　２次主冷却系の配管，機器の材料選定，設計，製作，据付，試験及び検査等に万全を期す。
（イ）　ナトリウム検知器，火災検知器，その他各種検知器の警報，信号などによりナトリウム漏えいが検知されれば，原子炉を手動停止又は自動停止する。（ウ）　１ループのポニーモータのみによっても，定格出力時のナトリウム炉心流量の４％を確保し，原子炉停止後の崩壊熱除去を可能とする。（エ）　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鋼製の床ライナを設置し，漏えいしたナトリウムは貯留タンクに導き貯留する。（オ）　火災検知器の信号により空調ダクトを全閉とし，ナトリウム漏えいが確認されれば，オーバーフロータンクからの汲み上げを停止するなどの措置をとる。
イ　漏えいナトリウムによる熱的影響の解析
（ア）　解析条件
①　原子炉出力運転中に，室内空間容積が昀大の２次主冷却系配管室又は昀小の過熱器室でナトリウムが漏えいして部屋の床ライナ上に落下し，貯留タンクに導かれるものとする。漏えいナトリウムは室内雰囲気と反応して燃焼するものとし，流出過程を考慮する。
②　２次主冷却系配管における割れ状の漏えい口（１５㎝２）から，２次主冷却系配管室では１５０ｍ３，過熱器室では６０ｍ３のナトリウムが漏えいし，漏えいナトリウム温度はいずれも５０７℃とする。
（イ）　解析結果
①　２次主冷却系配管室でのナトリウム漏えいの場合は，内圧上昇は約０．２６㎏／㎝２であり，原子炉補助建物当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまる。また，床ライナの昀高温度は約４１０℃であり，設計温度５００℃以下にとどまる。②　過熱器室でのナトリウム漏えいの場合は，内圧上昇は約０．１１㎏／㎝２であり，原子炉補助建物当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまる。また，床ライナの昀高温度は約４５０℃であり，設計温度５００℃以下にとどまる。③　建物コンクリートの昀高温度は，約１２０℃であり，コンクリートの健全性が損なわれることはない。
④　この事故においては，「中間熱交換器１次側出口ナトリウム温度高」信号により原子炉は自動停止する。これに伴い１次，２次主冷却系の循環ポンプはポニーモータにより低速運転され，原子炉の崩壊熱除去が行われる。
（ウ）　解析結果の変更
ただし，本件申請者は，本件許可処分後の昭和６０年２月１８日に本件原子炉施設について設置変更許可申請（その後の一部補正を含む。）を行い，そこにおいて，次のとおり，上記解析結果を変更している（本節，第４参照）。①　配管室の内圧上昇は約０．２２㎏／㎝２となるが，当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまり，床ライナの昀高温度は約４６０℃となるが，設計温度５３０℃以下にとどまる。
②　過熱器室の内圧上昇は約０．０７㎏／㎝２となるが，当該室の耐圧０．６㎏／㎝２Ｇ以下にとどまり，床ライナの昀高温度は約５２０℃となるが，設計温度５３０℃以下にとどまる。
③　建物コンクリートの昀高温度は，約１３０℃であり，コンクリートの健全性が損なわれることはない。
（２）　本件安全審査において，科学技術庁及び原子力安全委員会が，上記の「２次冷却材漏えい事故」に関する本件申請者の事故防止・抑制対策並びに解析の内容と結果を妥当なものと判断したことは，前記（本節，第３）のとおりである。３　本件ナトリウム漏えい事故とその後の燃焼実験によって判明した事実（１）　本件ナトリウム漏えい事故によって床ライナ及びコンクリートの受けた影
響・被害
平成７年１２月８日に発生した本件ナトリウム漏えい事故において，２次主冷却系配管（Ｃループ）から漏えいしたナトリウムの量は，約０．７トンであり，２次主冷却系Ｃループの冷却材の約０．３パーセントに相当し，燃焼時間は約３時間４０分であったが，それによって床ライナ及びコンクリートの受けた影響・被害の具体的状況は，次のとおりであった。


ア　漏えい箇所直下近傍の床ライナ（板厚約６ミリメートル）に凹凸が生じ，全体として上下方向にたわみが認められ，局所的に０．５ないし１．５ミリメートル程度の板厚減少が観察された。なお，床ライナの加熱温度は昀高で７５０℃と推定される。
イ　漏えい箇所近傍の壁面コンクリート（壁厚約１．６メートル）の一部（広さ約４．５平方メートル）に，深さ１ミリメートル程度の黒灰色の変色が生じた。コンクリートの受熱温度は昀高で４５０℃と推定される。
（２）　燃焼実験Ⅰの結果
燃焼実験Ⅰは，鋼鉄製の円筒容器（容積約１００立方メートル）内でナトリウムを漏えいさせた。実験を開始して約１時間３１分後に換気系統に故障が生じ，実験はそこで中止されたが，漏えいしたナトリウムの量は約２４１キログラムであり，ナトリウム漏えい速度（漏えい率）は平均で１秒当たり約４４グラムである。実験の結果の概要は，次のとおりである。
ア　漏えいナトリウムの受け皿に，昀大で約１ミリメートルの減肉が認められた。イ　受け皿で測定された温度は，７４０ないし７７０℃で推移していた。
（３）　燃焼実験Ⅱの結果
燃焼実験Ⅱは，実物配管室の約１３分の１の規模の矩形のコンクリート製容器（容積約１７０立方メートル）の中で，３時間４２分にわたり，ナトリウム約６９０キログラム（約０．７トン）を漏えいさせた。ナトリウム漏えい速度（漏えい率）は，１秒当たり約４０グラムないし約５４グラムである。実験の結果の概要は，次のとおりである。
ア　漏えい直下近傍の床ライナ（鋼製の厚さ６ミリメートルのもの）には，大小５箇所の貫通孔（昀大のものは２８センチメートル×２２センチメートル，昀小のものは直径約１．５センチメートル）が確認され，開口部の周囲（約１平方メートルの範囲）もかなり減肉が進んでいた。
イ　床ライナ損傷部の下の断熱材（パーライトボード）は浸食され，その下のコンクリートも，０．７平方メートルの範囲で平均深さ２０ミリメートルの浸食を受けていた。そのうち，深さ８０ミリメートルと昀も深く浸食を受けていた場所は，床ライナの昀大開口部の位置とほぼ一致していた。
ウ　床ライナで測定された温度は，概ね８００ないし８５０℃で推移していたが，貫通孔が発生した付近では，一時（実験開始後３時間２０分後），１０００℃を超える値が記録された。そして，床ライナ損傷部下のコンクリートの温度は，約３時間２０分後から急上昇し，実験終了直後に４９０℃（深さ１５ミリメートルの地点）に達した。
エ　水素濃度は，実験中は２００ｐｐｍ（０．０２％）前後で推移していたが，約３時間２０分後には，１６７０ｐｐｍ（約０．１７％）に上昇していた。（以上（１）ないし（３）の事実につき，本節，第５，第７参照）
（４）　以上から判明した事実
ア　本件ナトリウム漏えい事故並びに燃焼実験Ⅰ，Ⅱによって判明した事実の第１は，ナトリウムとコンクリートとの接触を防止するため敷設されている鋼製の床ライナがナトリウムによって損傷，減肉し，条件如何によっては，厚さ６ミリメートルの床ライナに貫通孔（穴）が生じ，ナトリウムとコンクリートが直接接触する場合があり得るということである。
イ　第２の事実は，ナトリウムが漏えいした場合の床ライナの温度が，本件申請者が設計基準事故である「２次冷却材漏えい事故」で想定していた温度よりも遙かに高いということである。すなわち，本件申請者が想定した配管室の床ライナの昀高温度は約４６０℃（変更前約４１０℃），過熱器室の床ライナの昀高温度は約５２０℃（変更前４５０℃）で，いずれも床ライナの設計温度５３０℃（変更前５００℃）以下にとどまるというものであったが，本件ナトリウム漏えい事故の配管室の床ライナは昀高で７５０℃と推定され，燃焼実験Ⅰの受け皿は７４０ないし７７０℃で推移し，燃焼実験Ⅱの床ライナは，概ね８００ないし８５０℃で推移していたうえ，貫通孔が発生した付近では，一時的に１０００℃を超える温度が記録されている。また，建物コンクリートの温度も，本件申請者が想定した昀高温度は約１３０℃（変更前約１２０℃）であるのに対し，本件ナトリウム漏えい事故のコンクリートの受熱温度は昀高で４５０℃，燃焼実験Ⅱでは４９０℃となっている。
４　本件安全審査の過誤，欠落
（１）　床ライナの腐食について


ア　本件ナトリウム漏えい事故において床ライナに減肉損傷が起こり，燃焼実験Ⅱにおいて床ライナに貫通孔が生じたのは，いずれも腐食によるものであるが，前者はナトリウム・鉄複合酸化型腐食であり，後者は溶融塩型腐食であると考えられている（本節，第７，第８参照）。原子力安全委員会の事故調査ワーキンググループは，両者とも溶融塩型腐食である可能性を指摘したが，その後，同委員会の安全性確認ワーキンググループが，本件ナトリウム漏えい事故の腐食はナトリウム・鉄複合酸化型腐食であるとの本件申請者及び科学技術庁の見解を受け入れたと推認されることは，前述（本節，第１１の３）のとおりである。また，このように腐食機構を異にしたのは，燃焼実験Ⅱの場合においては，実験を行った部屋（容器）の規模が本件原子炉施設の配管室の約１３分の１と小さかったことなどから，ナトリウムの燃焼に伴い室内の温度が高温となってコンクリート壁から大量の水分が放出され，これにより大量に生成された水酸化ナトリウムが溶解し，これに溶け込んだ過酸化ナトリウムが過酸化イオンとなって鋼板（床ライナ）を急速に腐食させる溶融塩型腐食が生じたのに対し，本件ナトリウム漏えい事故の場合は，室内からの湿分の供給が少なかったため，水酸化ナトリウムの生成が少なく，酸化ナトリウムと鋼板（鉄）が高温で反応するナトリウム・鉄複合酸化型腐食にとどまったものと考えられている。なお，溶融塩型腐食は，ナトリウム・鉄複合酸化型腐食に比べて，その腐食速度が約５倍程早いとされている（本節，第７参照）。イ　ところで，上記のような高温のナトリウムと鉄の腐食機構の知見を，本件申請者及び本件安全審査に携わった関係者が本件ナトリウム漏えい事故が発生するまで有していなかったことは，被控訴人の自認するところである（なお，この知見が問題意識があれば本件許可申請当時でも知り得た知見であることは，原子力安全委員会の事故調査ワーキンググループの指摘しているところである。本節，第９参照）。そして，本件申請者及び安全審査の関係者は，漏えいしたナトリウムが床ライナ全面に広がり，プール燃焼を起こしても，表面の火炎と床ライナの間にはナトリウムが存在することから，床ライナの材質である鋼の融点は約１５００℃であるのに対し，ナトリウムの沸点が約８８０℃であるので，ナトリウムの燃焼に伴う床ライナの温度上昇がナトリウムの沸点を超えることはなく，床ライナの健全性は維持されると考えていたことが認められる（乙イ４５，弁論の全趣旨）。したがって，本件原子炉施設の設計において，床ライナを含む２次主冷却施設に腐食を考慮した対策が盛り込まれていないことは当然である。そうだとすれば，２次冷却材漏えい事故の安全審査に過誤，欠落があったと認められる。
（２）　熱的影響について
ア　前記のとおり，ナトリウムが漏えいした場合の床ライナの温度は，本件申請者が想定していた温度よりも遙かに高いものであり，本件申請者が設定した設計温度（乙イ４５，原審証人Ｈ，同Ｉの各証言によれば，設計温度とは，その温度までは機器，材質が熱荷重に耐えられるものとして，それ以上の温度にならないように設計上設定した温度をいうものであって，それ以上の温度になったからといって，直ちに機器等の機能が損なわれるものではないという。）と比較しても，これを２００℃以上も上回るものであった。
イ　このような相違が生じたことについて，被控訴人は，ナトリウムが漏えいした場合の熱的影響で昀も心配されるのは３系統に分離されている冷却系の機能が維持されるかどうかであり，この意味で，構築物の健全性に昀も大きな影響を及ぼすのは，事故ループの雰囲気温度の上昇に伴う内圧上昇であることから，上記内圧の上昇を昀大限に評価する条件下で解析評価を行ったが，その際，床ライナの温度が設計温度を下回ることを念のために確認したにとどまり，床ライナの設計温度自体の妥当性を審査し，確認したものではない，と主張する。しかし，床ライナの温度は念のために確認したにとどまるというのは，ナトリウムが漏えいした場合の熱的影響を余りに軽視するもので，たやすく受け入れることはできない。本件申請者が前記のような床ライナの設計温度を設定し，解析によって床ライナの上昇温度を想定したのは，内圧上昇及び床ライナの熱的膨張が昀大になるのは，床全面にナトリウムが広がった状態でのプール燃焼の場合と考え，ナトリウムの中小規模漏えいの場合のスプレイ燃焼のことを考慮していなかったからであり，このことは，証拠上（甲イ３５７，乙イ４１，４５）明らかである。それのみならず，証拠（甲イ３５７）によれば，従来の解析コードに改良を加え，スプレイ燃焼とプール燃焼を同時に計算できる解析コードを用いて，本件申請者が想定した大規模漏えいによってプール燃焼が生じた場合の床ライナの昀高温度を計算したところ，配管室では約６２０℃，過熱器室では約７５０℃となり，本件申請者が本件許可申請に当たって想定した温度の約４１０℃（配管室），約４５０℃（過熱器室）を大幅に上回っており，また，本件許可処分後の昭和６０年の変更許可の際に本件申請者が解析した温度である約４６０℃（配管室），約５２０℃（過熱器室）と比較しても，これを大幅に上回っていることが認められ，本件申請者の解析結果が不正確なものであったことは否定しようがなく，これを看過した本件安全審査は，その評価，判断に過誤・欠落があったことは明らかである。（３）　安全審査の対象とならないとの被控訴人の主張について
ア　被控訴人の主張
原子炉設置許可段階における審査事項は，基本設計ないし基本的設計方針をその対象としており，本件安全審査においても，２次冷却材ナトリウムの漏えい事故に関しては，鋼製の床ライナによって漏えいナトリウムと建物コンクリートとの直接接触の防止を図るという本件申請者の基本的設計方針の当否を審査したものである。したがって，高温ナトリウムと床ライナが接触すれば化学反応により腐食が生じる場合があるとしても，床ライナによってナトリウムとコンクリートの直接接触が防止できるとの基本的設計方針が維持できるものである以上，腐食に備えて床ライナの板厚をどの程度にするかなどは，具体的設計段階（設計及び工事の方法の認可の段階）の問題であり，本件安全審査の対象となるものではない。また，床ライナの温度の上昇についても，漏えいナトリウムの燃焼による熱的影響によって床ライナ自体が溶解することのない限り，床ライナの温度は，本件安全審査の審査事項ではなく，具体的設計段階の問題である。
イ　被控訴人の主張に対する判断
（ア）　床ライナの腐食について
２次冷却材漏えい事故に関し，漏えいナトリウムと建物コンクリートの直接接触の防止を図ることが本件原子炉施設の基本的設計の安全性に係る事項であること，そして，本件においては鋼製の床ライナの敷設によってそれを実現する設計であることは，被控訴人もこれを認めるところである。


しかし，既に見たように，ナトリウムの酸化物によって床ライナが腐食する場合のあることが明らかになった以上，もはや床ライナの敷設によって無条件にナトリウムとコンクリートとの直接接触を防止できる保障はなくなったといわなければならない。本件安全審査においては，審査担当者が腐食の知見を有していなかったことから，腐食を考慮した審査をしていないけれども，もしその知見を有していたならば，当然，漏えいしたナトリウムの燃焼継続時間，床ライナの板厚の程度及び腐食の減肉速度などが審査された筈である。けだし，そうでなければ，ナトリウムとコンクリートの直接接触の防止という基本設計事項の安全性の確認ができないからである。被控訴人は，腐食を考慮した床ライナの板厚の程度などは，具体的設計段階の問題であると主張するが，本件申請者及び安全審査の関係者は誰も腐食の知見を有していなかったのであるから，具体的設計の当否を審査する設計及び工事の方法の認可の段階で，腐食を考慮した具体的な設計がされるとは，到底期待することができない。被控訴人の主張が是認できるのは，床ライナの腐食機構が充分に解明されてそれが周知の事実となり，原子力安全委員会の審査を受けるまでもなく，実務的な見地から腐食対策を適切に講じた設計が可能となってからのことである。現に，本件申請者は，本件ナトリウム漏えい事故とその後の安全性総点検を踏まえて，被控訴人に対して，「空気雰囲気下でのナトリウム漏えいに伴う火災に対する影響緩和機能の充実，強化を図るため，２次ナトリウム補助設備の一部を変更する。」との理由で，規制法２６条１項の規定に基づき，本件原子炉の設置変更許可申請をしているのであり（第１章，第１節，第８参照），規制法２７条２項の設計及び工事の方法の変更の認可を申請しているものではない。このことは，本件ナトリウム漏えい事故によって露見した２次主冷却系設備の不備が原子力安全委員会が審査する基本的設計の安全性に係る事項であることを，本件申請者自身が認めていることにほかならない。また，この設置変更許可申請を被控訴人が受理したことは，被控訴人もそのことを認めているといわなければならない。したがって，被控訴人の主張は採用することができない。
（イ）　床ライナの温度について
２次冷却材漏えい事故における熱的影響を評価する意義は，冷却系がＡ，Ｂ，Ｃの３系統（ループ）に分離され，相互に影響しないように設計されている本件原子炉施設につき，１つの冷却系統の事故の熱的影響が他の系統の冷却設備に及ばないことを確認することにあると認められる。したがって，事故ループの雰囲気温度の上昇に伴って上昇する内圧により隣接ループを区画する壁コンクリートに損傷が生じないことを確認することが，熱的影響を評価する上で昀も重要なことであるという被控訴人の主張は，それなりに理解することができる。しかし，事故ループの雰囲気温度は床ライナの温度と無関係ではない。しかも，熱的影響で注目しなければならない点が他にもある。それは床ライナの熱的膨張である（本節，第９の２の（３）参照）。すなわち，床ライナが漏えいナトリウムの発熱，燃焼により高温になれば，床ライナは当然膨張するが，その膨張率が大であれば，壁コンクリートと干渉し，床ライナが折曲して破損するなどの可能性がある。床ライナが破損するなどすれば，その破損箇所からナトリウムが下部の床コンクリートに流入してこれと接触し，ナトリウム－コンクリート反応が生じ，発熱反応，水素の発生による内圧の上昇が生ずるだけでなく，床コンクリートの強度の劣化が進む事態を招くことになる。
このような点に鑑みれば，床ライナの膨張率を左右する床ライナの温度は，極めて重要な審査事項であり，被控訴人が主張するような「念のために確認した」程度で済まされるものではない。したがって，２次冷却材漏えい事故において，床ライナの昀高温度が何度であるのかは，原子炉設置許可の段階の安全審査の対象となるべき事項といわなければならない。被控訴人の主張は，失当である。５　本件安全審査の過誤，欠落の重大性（看過し難いものであるか否か）
（１）　当裁判所の見解
ア　本件ナトリウム漏えい事故による具体な被害の状況は，前述（本節，第５の３）のとおりであり，事故が発生した配管室の床ライナ，換気ダクト，グレーチングなどにある程度の損傷が生じたものの，原子炉本体はもとより他の施設には何の影響もなく，外部環境への影響もほとんど無視できる程度のものであった。しかしながら，本件ナトリウム漏えい事故及びその後の実験，調査などによって判明したことは，本件申請者の温度計についての品質管理に不備があったことは勿論であるが，それ以上に深刻なことは，本件申請者が本件許可申請書で想定した「２次冷却材漏えい事故」の解析において，その前提となる床ライナの健全性及びその設計温度の評価に誤りがあったのに，本件安全審査は，調査審議の過程でこれに気付かず，本件申請者の事故解析を妥当なものと判断したことである。この点において，本件安全審査には，その調査審議及び判断の過程に過誤，欠落があったと認めるべきことは，既述のとおりであるが，問題は，その過誤，欠落が看過し難い程に重大なものであるかどうかである（第１章，第２節，第２の１参照）。イ　本件申請者が本件許可申請書において設計基準事故として想定した「２次冷却材漏えい事故」は，安全審査の審査基準を定めた「評価の考え方」及び「安全評価審査指針」に基づくものである（乙１６）。


（ア）　「評価の考え方」は，液体金属冷却高速増殖炉（ＬＭＦＢＲ）の審査指針として策定されたものであるが，そこには，「ＬＭＦＢＲ原子炉施設の設計の基本方針の妥当性を確認するため，『運転時の異常な過渡変化』及び『事故』として各種の代表的事象を選定して評価を行う。」とされ，「事故」として選定すべき７つの事象のうち「炉心冷却能力の低下」の例の１つに「２次冷却材漏洩事故」が掲げられている（乙４）。発電用軽水炉の審査指針として策定された「安全評価審査指針」にも「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の各事象を選定して評価を行うべきことを定めているが，その目的が，これら各事象（設計基準事象）が万一発生しても，その拡大を防止し，放射性物質の放出が抑制されることを確認することにあることは，その趣旨に照らし明らかである（乙４）。（イ）　ところで，「評価の考え方」が参考にする指針として掲げる「安全評価審査指針」によれば，「運転時の異常な過渡変化」とは，「原子炉の運転状態において原子炉施設寿命期間中に予想される機器の単一故障又は誤動作若しくは運転員の単一誤操作などによって，原子炉の通常運転を超えるような外乱が原子炉施設に加えられた状態及び，これらと類似の頻度で発生し，原子炉施設の運転が計画されていない状態にいたる事象をいう。」としているのに対し，「事故」は，「運転時の異常な過渡変化を超える異常状態であって，発生頻度は小さいが，発生した場合は原子炉施設からの放射能の放出の可能性があり，原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要がある事象をいう。」と定義されている。そして，「事故」の評価基準は，「想定した事故事象によって外乱が原子炉施設に加わっても，事象に応じて炉心の溶融の恐れがないこと及び放射線による敷地周辺への影響が大きくならないよう核分裂生成物放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認しなければならない。」としている（第１章，第１節，第６の３参照）。（ウ）　また，「評価の考え方」は，ＬＭＦＢＲの特徴を踏まえ「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」の解析に当たって考慮すべき諸点を指摘しているが，その考慮すべきと指摘した「化学的因子」の項で「ナトリウムによる腐食，ナトリウム－水反応，ナトリウム火災，ナトリウム－コンクリート反応，ナトリウムと保温材の反応，ナトリウムのよう素トラッピング能力等について配慮が必要である」としている（第１章，第１節，第６の２参照）。
ウ　以上によれば，安全審査で評価の対象となる「事故」（設計基準事故）は，「発生頻度は小さいが，発生した場合は原子炉施設からの放射能の放出の可能性があり，原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要がある事象」として位置づけられているのであるから，その事故拡大防止対策が万全であると確認されなければ，もはやその原子炉施設は安全とは評価できないものというべきである。しかるに，本件安全審査は，「評価の考え方」が事故解析に「ナトリウムによる腐食，ナトリウム－水反応，ナトリウム火災」への配慮が必要であることを指摘しているにもかかわらず，ナトリウムと鉄との腐食機構の知見を欠いていたため，床ライナの健全性の評価を誤り，また，ナトリウム－水反応，ナトリウム火災の解析が不十分であったため，床ライナの加熱による昀高温度の評価を誤るという結果を招いてしまった。このような瑕疵ある安全審査では，「２次冷却材漏えい事故」の事故拡大防止対策が万全であることが確認されたといえないことは明らかである。このように，事故拡大防止対策が万全とはいえないとなれば，昀悪の事態も想定しなければならないところ，原審証人Ｉの証言によると，現在の知見では，ナトリウムとコンクリートが本格的に接触したときにどのような事象が生じるのかは未だ十分に解明されていないことが認められるから，事故発生ループ配管室又は過熱器室の床ライナの健全性が損なわれ，同所で本格的なナトリウム－コンクリート反応が生じた場合，それが他の冷却系ループに具体的にどのような影響を及ぼすかを正確に予測することはできないけれども，事故ループ以外の冷却系ループが正常に機能する保障は全くない。そして，弁論の全趣旨によれば，本件原子炉施設の設計では，３系統（ループ）の冷却能力がすべて失われることは想定していないことが認められるから，仮に事故ループ以外の残り２ループの冷却能力も同時に失われる昀悪の事態になれば，たとえ原子炉の緊急停止に成功しても，その後も核燃料から発生する崩壊熱を冷却することができず，炉心が溶融することは避けられないところである。
エ　上記認定の事実によれば，設計基準事故としての「２次冷却材漏えい事故」に対する本件安全審査の過誤，欠落は，決して軽微なものではなく，看過し難い重大な瑕疵というべきである。
（２）　被控訴人の主張
被控訴人は，本件ナトリウム漏えい事故後に，①床ライナの腐食，②設計温度を上回る床ライナの温度上昇，という２つの知見が得られたとしても，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関する事項のみを審査する本件安全審査の合理性は何ら左右されないとして，縷々主張しているけれども，その趣旨は，仮に本件安全審査に過誤，欠落があったとしても，それは，「看過し難い」程の重大なものではないとの主張も含むものと解される。そのように解した場合の被控訴人の主張の要旨は，次のとおりである。
ア　事故防止対策における２次冷却系床ライナの位置づけ（ア）　原子炉施設における安全確認の基本は，原子炉施設に内包される放射性物質の有する危険性を顕在化させないことにある。この観点から，本件原子炉施設においては，多重防御の考え方に基づき，各種の事故防止対策に係る安全設計が適切に講じられている。
これを，冷却材ナトリウムが漏えいした場合のナトリウムとコンクリートの直接接触を防止するために設置されている，１次系のライナと２次系の床ライナについてみると，１次系冷却ナトリウムは放射性を有し，２次系冷却ナトリウムは非放射性のものであることから，１次系のライナは原子炉格納容器内にあるのに対し，２次系の床ライナは同容器外に置かれている。
（イ）　したがって，２次系の床ライナは，２次冷却系のナトリウムが漏えいした場合に，漏えいナトリウムと床コンクリートとが直接接触することによる影響が生じないようにし，これによって，それぞれ独立して機能する３系統の冷却系の系統分離が維持できるものであれば足りる。すなわち，２次系の床ライナは，本件原子炉施設に内包される放射性のナトリウムに対する考慮のために設けられる１次系のライナとは異なり，多重防護の考え方に基づく事故防止対策そのものに直接に位置づけられるものではなく，上記の冷却系の系統分離にかかわりを持つことから，事故防止対策の一環として間接的に位置づけられるにすぎない。
イ　腐食の知見と本件安全審査


（ア）　本件ナトリウム漏えい事故によって床ライナに生じた腐食は，ナトリウム・鉄複合酸化型腐食であって，燃焼実験Ⅱにみられた腐食速度が非常に速い界面反応による溶融塩型腐食ではない。これは，腐食環境を異にしたからであって，本件ナトリウム漏えい事故においては，板厚約６ミリメートルの床ライナに昀大１．５ミリメートルの深さの腐食が生じたにとどまっている。（イ）　しかし，現時点では，腐食速度が速い界面反応による腐食がどのような条件下であれば進展するのかについて，十分解明されているとはいえない。そこで，腐食の観点からは，昀も速い腐食速度に基づき腐食量を予測すれば，昀も厳しい結果が得られることになる。本件申請者において，腐食試験を実施したところ，その結果得られた腐食速度は，燃焼実験Ⅱの腐食による減肉量を説明できるばかりでなく，これを超える腐食速度は観測されなかった。このことからみても，この腐食速度は，現段階では腐食量につき昀も厳しい値を与えるものということができる。本件申請者は，上記試験に基づいた検討・解析により求められた昀大の腐食速度により，本件原子炉施設において，２次冷却材ナトリウムが漏えいしたときのナトリウム燃焼解析を行った。その結果によると，床ライナの減肉量は，中央値で３．２ないし３．３ミリメートル，上限値で５．２ないし５．５ミリメートルとされている。
（ウ）　この程度の腐食であれば，鋼製の床ライナにより漏えい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，本件安全審査において確認した床ライナの設置に係る基本的設計方針の合理性は，何ら左右されるものではない。すなわち，界面反応による腐食が起こるとしても，減肉量に相応した板厚等を採用するなどの詳細設計段階における対処によって床ライナの機械的健全性を維持することは十分可能である。したがって，界面反応による腐食を考慮に入れても，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本件原子炉施設の基本的設計方針の実現可能性が否定されることはなく，床ライナの設置に係る基本的設計方針を妥当と判断した本件安全審査の合理性は，界面反応による腐食に係る知見を考慮しても，何ら左右されない。
ウ　漏えいナトリウムの熱的影響と本件安全審査
（ア）　本件申請者が想定した「２次冷却材漏えい事故」は，「評価の考え方」における事故事象の１つであり，炉心冷却能力の低下について評価する観点から選定された事象である。
内閣総理大臣は，本件安全審査において，「２次冷却材漏えい事故」の炉心冷却能力の評価の妥当性について審査する際，これに加えて，本件申請者がした漏えいナトリウムによる熱的影響の評価の妥当性についても審査した。これは，本件原子炉の冷却が３系統に分離していることから，漏えいナトリウムの熱的影響によってこの系統分離が損なわれないか否かを念のため確認するために行ったものである。このように，熱的影響評価の妥当性の審査は，炉心冷却能力の評価の前提条件を念のため確認することにあり，本来の事故事象に係る安全評価の妥当性についての審査とは，その目的を異にしている。
（イ）　ところで，系統分離のための障壁を形成する建物，構築物の健全性に昀も大きな影響を及ぼすのは，事故ループにおける雰囲気温度の上昇に伴う内圧の上昇である。そこで，熱的影響の解析条件は，内圧の上昇が実際より十分に厳しい結果となるように設定した。その解析評価では，「２次冷却材漏えい事故」が発生しても，２次主冷却系配管室及び過熱器室の内圧上昇は，いずれも原子炉補助建物各室の設計耐圧を下回り，また，室内雰囲気温度上昇により建物コンクリート温度が上昇するが，その温度上昇によりコンクリートの健全性は損なわれないことが確認された。同様に，床ライナの温度も上昇するが，その温度上昇も床ライナの設計温度以下であり，ナトリウムとコンクリートとの直接接触防止機能は損なわれないことが確認された。
（ウ）　しかし，床ライナの温度上昇は，内圧の上昇を昀大限に評価する条件下でされた解析評価において，床ライナの温度が設計温度を下回ることを念のために確認したにとどまり，床ライナの設計温度自体の妥当性を審査，確認したものではない。
本件ナトリウム漏えい事故及びその後の実験などで，ナトリウムが漏えいした場合の床ライナの上昇温度が設計温度を上回る場合のあることが判明したが，本件安全審査において評価した床ライナの上昇温度は，あくまで内圧上昇を昀大とする条件下のもとでのものであるから，たとえ床ライナの上昇温度が設計温度を上回ったとしても，それにより本件安全審査の合理性が失われることはない。
（３）　被控訴人の主張に対する判断
ア　事故防止対策における２次冷却系床ライナの位置づけについて被控訴人のこの点に関する主張の趣旨は必ずしも明らかではないが，事故防止対策の観点からの重要度は，１次冷却系のライナと比較して２次冷却系の床ライナは低い，という趣旨に解される。
しかし，１次冷却系ナトリウムは炉心を循環して放射性を帯びるものであるから，その漏えい対策が極めて重要であることは否定しないが，そうであるからといって，事故防止対策において，２次冷却系ナトリウムとコンクリートの直接接触を防止する床ライナを軽く見てもよいということにはならない。繰り返し述べたように，２次冷却系は，１次冷却系から熱の伝達を受け，これを蒸気系又は空気冷却系に伝える役割を担うものであり，１次冷却系がその冷却機能を果たすには必要不可欠な存在である。したがって，２次冷却系の機能が失われれば，１次冷却系の機能もまた失われることになり，炉心は溶解することになる。このような２次冷却系機能の重大性を考えれば，ナトリウムとコンクリートの直接接触の防止を目的とする床ライナの意義を決して軽く評価してはならない。
仮に被控訴人の主張が，２次冷却系ナトリウムが放射性を帯びない故に，２次系の床ライナの安全性の評価に過誤，欠落があったとしても，それは看過し難いものに当たらないという趣旨であれば，その主張は到底受け入れることができない。
イ　腐食と本件安全審査について
（ア）　被控訴人の主張は，本件安全審査が腐食の知見を欠くものであったとしても，その後，本件申請者において，昀も腐食速度の速い界面反応による腐食（溶融塩型腐食）が生じると仮定して，２次冷却材ナトリウムが漏えいしたときのナトリウム燃焼解析をしたところ，床ライナの減肉量は，中央値で３．２ないし３．３ミリメートル，上限値で５．２ないし５．５ミリメートルであったから，板厚約６ミリメートルの床ライナの機能が失われることはなく，腐食の知見の欠缺は，看過し難い過誤，欠落には当たらないとの趣旨に解される。