伊予灘、安芸灘地域が地震予知連絡会によつて特定観測地域に指定されたこと及び前記壇原説により、前示認定を左右することができないのは前叙のとおりである。その他前示認定を左右するに足る証拠はない。
（三）　前示当事者間に争いのない事実及び認定事実によれば、本件安全審査において、本件敷地が地震の関係でも、安全性の見地からみて原子炉敷地として問題がないと判断したことは相当と認められる。
４　耐震設計について
（一）　本件安全審査において、本件原子炉の耐震設計は被告の主張第五章の第二の三の（四）本件原子炉における耐震設計掲記の如く評価され、本件原子炉の耐震設計は安全確保ができるものと判断したことについては、いずれも当事者間に争いがない。
であること、前記金井式に対して、
Ａ　ｍａＸ＝５／●ＴＧ×１０　　　０．６１Ｍ－（１．６６＋３．６０／Ｘ）ｌｏｇＸ＋（０．１６７－１．８３／Ｘ）の金井式もあるが、この式を使用するのは軟弱地盤の場合であること、しかしながら、前記のとおり本件敷地の地盤は軟弱地盤とはいえないから、本件耐震設計に当たつて右の式を使用せず前記の金井式を使用したのは治理性があること、（１５）本件原子炉における主要施設の耐震設計に際して用いた設計応答曲線の作成に当たつては、前記のタイプＡ、タイプＢの地震の特性をもち、かつ余裕のある昀大加速度をもつ数種の設計地震波を受けた場合の応答を求め、それらを包絡するような設計応答曲線を作成していること、もつとも、右応答曲線は地震波の一部を包絡していない（右については当事者間に争いがない）が、応答曲線という耐震設計の手法を使用するという観点からみて、設計応答曲線が設計地震波の加速度応答曲線を完全に包絡する必要はなく、局所的な尖鋭なピークについては、エネルギー的にも施設に与える影響という観点から問題とならないものであること、なお、右設計応答曲線を適用する施設については、右ピークの位置する固有周期を有するものはないこと、（１６）なお、配管類の加速度応答倍率は一六六倍になるとの記述がある報告もあるが、右報告書の記載は誤植の疑いもあり、したがつて、右報告書により本件原子力発電所の応答曲線が不当であるとは即断できないこと、（１７）本件原子炉については、その主要施設に常時加わつている力に前記地震力が加えられた場合にも、右施設の応力や歪みが、その弾性の範囲内にとどまるように配慮することにより、外力に多少の変動があつても施設に損傷が生ずることのないよう、また、地震力を受けた後には元の状態に復することができるよう設計されていること、本件原子炉の各施設については、施設に常時作用している自重及び原子炉の過渡状態も含め、運転時に加わる内圧等のほか、施設の重要度に応じてそれぞれ求められた地震力を加えた場合にも、それによつて生ずる応力又は変形がそれぞれの施設について定められた許容の範囲内に収まることを確認することにより、施設の耐震安全性が確保されることになつていること、安全上特に重要な原子炉格納容器及び原子炉非常停止装置については、施設に常時作用している自重及び原子炉の過渡状態も含め、運転中の圧力等のほか、前記の動的解析によつて求められた地震力の値の一・五倍（三〇〇ガル）に相当する地震力が加わつたとしても、右施設に課せられている機能が十分保持されるものであることを確認することによつて、設計余裕が確保されることとなつていることがいずれも認められる。
原告らは、被告は二つ続いて起こる地震の影響、その他それぞれの地震の特性からくる影響を考慮していない旨主張するところ、前顕甲第一三四号証の一、二、第二一三号証、第二六六号証によれば、前記のとおり嘉永七年一一月五日、安政元年一一月七日と続いて地震が発生した例が認められるが、しかし、右の続いて発生した地震が、本件敷地に影響を及ぼしたことを認めるべき証拠はないし、また、本件原子炉の耐震設計が一つの地震には耐えられるが、続いて発生した地震には耐えられないとする証拠はない。また、地震の特性からくる影響というものは、結局本件敷地に及ぼす地震動に帰すると考えられるところ、本件耐震設計については、この点の配慮がなされていることは前示のとおりである。したがつて、原告らの右主張は理由がない。
なお、原告らは、一六八五年一二月二九日及び一九一六年（大正五年）八月六日に松山市周辺で発生した地震が、本件安全審査資料から欠落している旨主張するけれども、右各地震が本件敷地に影響を及ぼしたものと認めるべき資料はない。したがつて、右資料の欠落があつても何ら本件安全審査を違法、不当ならしめるものではない。
更に、原告らは、本件原子炉の敷地よりも地盤がよく、かつ、地震の少ないアメリカのサンオノフレ原子力発電所の設計加速度の六六〇ガルと比べても、本件原子炉の設計加速度は低すぎる旨主張し、前顕甲第一三四号証の一、二、第二六六号証は右主張に添うものであるが、右各証拠によるもサンオノフレ発電所の地盤が具体的にいかなるものかを示す資料は見出せない。したがつて、右原告らの主張に添う証拠は直ちに採用できない。
また、原告らは、アメリカの耐震設計に関する基準では、鉛直震度と水平震度とが同じ比率になつている旨主張するが、右主張事実を認めるに足る証拠はない。その他前示認定を左右するに足る証拠はない。
（三）　前記争いのない事実及び認定事実に照らすと、本件安全審査において本件原子炉の耐震設計は有効で安全であると判断したことは相当と認められる。
四　社会的立地条件について
１　発電所用淡水の取水について
本件原子炉用淡水を当初＜地名略＞喜木川等から取水するとしての設置許可申請がなされ、本件安全審査において、この申請を相当と判断したこと、その後右申請は変更され、＜地名略＞からの取水は取り止めになり、海水の淡水化によつて発電所用淡水を賄うこととし、その点について安全審査がなされ、これが相当とされたことについては、いずれも当事者間に争いがない。したがつて、仮に、当初の＜地名略＞からの取水を相当とした安全審査に瑕疵があつたとしても、左瑕疵は右取水の方法の変更によつて治癒したものとみられる。
２　社会的条件の不備について


原告らは、＜地名略＞及びその周辺町村の人口密度、農漁業等の産業の保護、住民意識等から考えて、本件敷地に原子炉を建設することは許されない旨主張する。しかしながら、右主張のうち、原告らの生命、身体、財産等が本件原子炉の設置によつて損傷されるとの主張に当たる部分（以上は第三ないし第五記載のとおり）を除いたその余は、原告らの具体的利益に直接関係しないことであり、右原告らの具体的利益に直接関係しない点について、原告らは本訴でこれが違法を主張すべき利益を有しない。
３　本件原子力発電所が瀬戸内海沿岸に設置される点について原告らは、瀬戸内海は、産業、交通その他我が国の文化、経済のうえから見て、極めて重要な海であり、この沿岸に原子炉を設置した場合、いつたん事故が発生する
と、
瀬戸内海は放射能で汚染され、その沿岸住民の生命、身体等を損傷するばかりでなく、我が国の産業、交通、文化、経済に対して取り返しのつかない被害を与えるものであるから、瀬戸内海に面した本件敷地に本件原子炉を設置することは許されない旨主張する。
しかし、右主張のうち、原子炉事故の場合、沿岸海域の放射能汚染を介して、原告らの生命、身体、財産等を損傷するとの主張に当たる部分（以上は第三ないし第五記載のとおり）を除いたその余は原告らの具体的利益に直接関係しないものであり、右原告らの具体的利益に直接関係しない部分につき、本訴において原告らはその違法を主張すべき利益を有しない。
五　四国電力の技術的能力について
原子炉設置者の技術的能力は、原子炉の安全性に密接に関係し、ひいては、原告ら周辺住民の安全に関わる問題である。しかしながら、規制法二四条一項三号はこの点について極めて抽象的にしか規定していないから、同条文の合理的な解釈によつてその基準を定め、その基準適合性を判断しなければならない。そうだとすると、原子炉の建設要員はその担当建設工事開始までに、運転要員はその運転開始までに、いずれも揃つている必要があり、その技術的能力の程度は、少なくとも現在稼動している我が国の原子炉における技術者の能力に匹敵することを要し、その能力の存否は、その技術の質や経験を併せ考慮して判断する必要があり、更に、原子炉が多数の技術者によつて建設、運転されるものである以上、組織上の面も重視しなげればならないと解される。
ところで、本件安全審査において、四国電力に技術的能力があると判断したことについては当事者間に争いがなく、前記規制法二四条一項三号の趣旨及び前顕乙第一号証の二及び証人ｙの証言により認められるところの、四国電力が本件原子炉の設置、運営に充てるべく予定している技術者の人数、社内での地位、学歴、法定の有資格者数及び原子炉運転等の経験を踏むための技術者の養成計画等からみて、本件安全審査における前記判断は相当と認められる。なお、前記認定を左右するに足る証拠はない。
なお、原告らは、四国電力から提出された「一次冷却材喪失事故時の燃料被覆材の健全性について」と題する資料の記載内容、本件原子炉の設置許可申請に当たり、中央構造線を重視しなかつたこと、昭和五一年一〇月二三日の燃料装荷ミス等は、いずれも四国電力に技術的能力がないことを示すものである旨主張する。しかしながら、右の申請書、参考資料の記載内容に原告ら主張の如き点があるからといつて、これをもつて直ちに四国電力に技術的能力があるとの判断を左右する程のものとはみられない。また、燃料装荷時のミスについては、弁論の全趣旨によれば右の一事を除いて他に大きなミスの存在はないものと認められるので、右ミスをとらえて、直ちに四国電力に技術的能力があるとの判断を左右するに足りない。
第五　事故対策
一　工学的安全防護設備について
１　事故対策と工学的安全防護設備の健全性について


（一）　本件安全審査において、本件原子炉には、一次冷却材喪失事故等を想定した場合に、燃料被覆管の大破損や放射性物質の拡散を防止し、若しくは抑制するために、非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）、原子炉格納容器、アニユラス空気再循環設備、格納容器スプレイの四つの工学的安全防護施設が設置されていること、ＥＣＣＳは事故時にほう酸水を原子炉容器等に注入することによつて燃料温度の上昇を防止し、燃料の損傷、溶融等を防止すること、原子炉格納容器は事故時に放射性物質が外部に漏洩しないように設計されていること、アニユラス空気再循環設備は格納容器内に放射性物質が放出されたとき、アニユラス部の空気をフイルターでろ過すること、格納容器スプレイは事故時に原子炉格納容器の内圧を減少させ、かつ、浮遊する核分裂生成物（特にヨー素）の除去を行うようになつていること、なお、格納容器以外は重複性を有すること、また、これら工学的安全設備は運転中あるいは停止中に点検又は試験ができるようになつていること、これらの各設備の設計は相当であり、したがつて、一次冷却材喪失事故等が発生しても周辺公衆の安全は確保されると判断したことについてはいずれも当事者間に争いがない。（二）　本件原子炉には、ＥＣＣＳ、原子炉格納容器、アニユラス空気再循環設備、格納容器スプレイの四つの工学的安全防護施設があること、一次冷却系の配管の破断等の一次冷却材圧力バウンダリの破損によつて一次冷却材が多量に流出する事態が生じた場合には、炉心における冷却機能が低下し、燃料被覆管が破損することになるため、一次冷却水中に含まれている放射性物質のみならず、燃料棒の中に閉じ込められている放射性物質が、格納容器内に放出されるいわゆる一次冷却材喪失事故となることについてはいずれも当事者間に争いがなく、前顕乙第一号証の一、二、第四号証、第三〇号証、第三二号証、証人ｘの証言により真正に成立したものと認める同第一八号証並びに証人ｘ、同ｎの各証言及び弁論の全趣旨を総合すると、（１）本件原子炉は、前記第四の一ないし三掲記のとおり、事故を発生、拡大させないように防護策が講じられているが、更に、万一の事故の場合にも、原子炉の安全性についての多重防護の考え方に基づき、特定の事故を想定し、そのような事故の場合にも周辺公衆が放射線障害を受けることがないよう、安全確保のために前記の工学的安全防護施設を装備しており、かつ、これらの装備は格納容器を除いて重複性を備えているため、現実に周辺住民に放射線障害を与えるおそれは考えられないこと、（２）本件原子炉のような加圧水型原子炉においては、一次冷却系配管が破断した場合、放射性物質を含んだ一次冷却水が格納容器内へ流出し、前記争いのない事実のような事態に至り、かつ、炉心にも大きな影響を及ぼす可能性があり、昀悪の場合には炉心溶融という事態が発生する可能性も考えられるが、後記とおり、ＥＣＣＳ、原子炉格納容器、アニユラス空気再循環設備、格納容器スプレイの機能によつて、炉心溶融を未然に防止するとともに、放射性物質の外部への放出を抑制又は防止することとなつているので、右のような事故が仮に発生したとしても（右のような事故の発生する可能性はほとんど考えられないが）、周辺住民に放射線障害を与える可能性はほとんど考えられないこと、すなわち、（３）本件原子炉においては、右一次冷却材圧力バウンダリの健全性を確保するため、一次冷却材圧力バウンダリを構成する機器及び配管は、いずれも耐食性及び機械的強度を有する材料を使用し、余裕のある強度設計を行うとともに、運転開始後もその健全性を確認できる構造及び配置等になるような対策が講じられており、（４）万一、右一次冷却材圧力バウンダリから一次冷却水が漏洩しても、右漏洩は、格納容器内の放射性物質濃度、ドレン発生量及び体積制御系の充てんポンプ流量をそれぞれ常時監視している各監視装置によつて、少量の漏洩の段階で検知され、右充てんポンプ流量が自動的に増加して、一次冷却材圧力バウンダリ内の冷却水量の減少を防止するとともに、原子炉の停止等所要の対策が講じられることになつていること、（６）本件原子炉の格納施設内には前記格納容器、格納容器スプレイ及びアニユラス空気再循環設備が設置されており、更に、格納容器外周には鉄筋コンクリート製の外周コンクリート壁が設置されていること、これらの設備によつて、本件原子炉は、平常運転時はもとより、事故時においても、放射性物質を格納施設内に閉じ込め、外部への放出を抑制又は防止するとともに、格納施設内に閉じ込められた放射性物質から出る放射線を遮断し、これが施設外に出るのを極力防止できる構造となつていること、（６）格納容器の構造は前記（第三の二の２の（二））のとおりであり、事故時の圧力や温度に対しても耐え得るような強度上の条件を備えていること、（７）格納容器スプレイ設備は事故時において、燃料取替用水タンクに貯えられている水にヨー素除去剤を混入し、格納容器上部から雨状に散布することによつて、格納容器内の温度や圧力を下げて、格納容器の健全性を保持するとともに、格納容器内に拡散した放射性物質、特に無機ヨー素を洗い落とすことによつて、格納容器から外部への漏洩を抑制する機能を有するものであること、本件原子炉において使用される格納容器スプレイ設備は、一系統の作動によつても冷却に必要な水を散布できるものが二系統設置されていること、また、格納容器スプレイポンプは試験用配管を用いて作動試験を行うことにより、その健全性を確認できる構造となつていること、（８）一次冷却材圧力バウンダリの破損等によつて、格納容器内に放出された放射性物質は、格納容器内に保持されるが、格納容器の電線ケーブルや配管の貫通部から、わずかづつではあるが漏洩する可能性があるので、右配管等の貫通部のある格納容器円筒部とこれを取り巻くコンクリート壁との間を閉空間（アニユラス部）とし、放射性物質が直接外部へ漏洩するのを防止するようになつていること、アニユラス空気再循環設備は、再循環フアンによつてアニユラス部の空気を再循環させ、この再循環過程に設けた放射性物質を捕捉する機能を有する非常用フイルターによつて、放射性物質を捕捉するとともに、アニユラス部の圧力を大気圧より低く保つことにより、アニユラス部に漏洩した放射性物質が右の非常用フイルターを経ずに外部に漏洩することを防止する機能を有していること、本件原子炉において使用されるアニユラス空気再循環設備は、一系統の作動によつても、機能を発揮できるものが二系統設置されているとともに、右設備を構成する配管やフイルター等は目視検査や性能検査等によつてその健全性が確認できる構造になつていることがいずれも認められる。


原告らは、被告は本件原子炉については念には念を入れるという考えの下に、仮に、外部に異常な放射性物質の放出をもたらすおそれがある事態が発生したとしても、原子炉周辺公衆の安全を確保できるようにするため十分な安全防護設備が設けられているというが、右の安全防護施設には信頼性がない旨、すなわち、格納容器スプレイとアニユラス空気再循環系とは、格納容器内に放射性物質が閉じ込められているということを前提として、換言すれば、格納容器の健全性が保たれている限りで、はじめてその有効性が発揮されるところ、格納容器力健全性は、炉心が溶融しないことを前提にして保障されているものであり、したがつて、炉心が溶融すれば、格納容器の放射性物質を閉じ込めるという機能が破壊され、ひいては、格納容器スプレイもアニユラス空気再循環系もその機能を発揮し得ない。そして、炉心が溶融しないためには、事故時において緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）が作動し、かつ、その期待された性能が発揮されることが必要である。しかるに、本件原子炉に設けられているＥＣＣＳは、一次冷却材喪失事故時に炉心の溶融を防ぐという機能に関しては極めて信頼性の低いものであると主張する。しかしながら、本件安全審査においてＥＣＣＳが有効であると判断されたこと及び右判断は相当とみられることは後記のとおりである。したがつて、右は前記認定を左右するものではなく、他に右認定を左右するに足る証拠はない。（三）　前示争いのない事実及び認定事実に照らせば、本件安全審査において、本件原子炉における工学的安全防護施設（ただし、ＥＣＣＳについては後記のとおり）によつて安全性確保ができると判断したことは相当と認められる。
２　ＥＣＣＳについて
（一）　本件ＥＣＣＳの審査に当たつては暫定指針（いわゆる三項目指針）が使用されたこと、更に、右指針を具体化するものとして請求の原因第四章の第五の三の２掲記の三条件が守られているかどうかを審査する方法がとられたことについては当事者間に争いがない。
ところで、原告らは右暫定指針は判断基準として非常にあいまいであり、不十分なものであるため、右指針に適合したからといつて、ＥＣＣＳは何ら炉心溶融を防ぐ保証にはならない旨、その他請求の原因第四章の第五の三の３掲記のとおり主張し、更に、右三項目指針を具体化する基準はｏ委員が恣意的に作成したものである旨主張する。
しかし、前顕乙第一号証の二、成立に争いのない同第一〇一号証、証人ｏの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、（１）ＥＣＣＳの役割は、一次冷却材喪失事故時において、燃料の適切な冷却を維持することにより、燃料被覆管の大破損を防止することにあること、すなわち、万一、燃料被覆管が酸化による脆化のため大きく損なわれるようになると、炉心の冷却可能な形状が維持できず、ひいては、炉心が溶融する可能性も出てくるため、ＥＣＣＳの働きによつて、燃料被覆管が多少損なわれることはあつても、大きく損なわれることのないように配慮しているものであること、右指針（１）はかかる趣旨の下に定められたものであること、（２）いわゆる三項目指針の（２）はＬＯＣＡ時に被覆材の脆化部分の割合を小さく制限すること、すなわち、昀高温度を制限することとによつて、燃料被覆管の酸化による脆化を抑制し、右被覆管がそれに加わる加重に対して十分耐えることを保証しようとしているものであること、したがつて、右指針（２）が温度のことを規定しているからといつて、指針そのものが温度の点のみに着目して炉心の冷却可能形状が維持できることを保証しようとしているものではないこと、（３）水素が空気中に含まれる酸素と反応するためには、水素の濃度が四パーセント以上存することが必要であるが（右については当事者間に争いがない）、本件原子炉の場合には、その格納容器の体積が極めて大きく、その自由空間は約四万立方メートルもあるため、例え、ジルコニウム・水反応が、全被覆材の一パーセントに生じたとしても右格納容器内の水素濃度は空気中の酸素と反応する濃度にならないし、また、一次冷却材喪失事故時には、破断口から吹き出す高温の蒸気が格納容器内で急激に上昇するとみられること及びそれが格納容器頂部に設けられたスプレイ設備から散布される冷却水によつて、かくはんされるため、水素が格納容器上部にたまる事態は起こり得ないことがいずれも認められ、右認定を左右するに足る確たる証拠はない。また、三項目指針を具体化する基準をｏ委員が恣意的に作成したとの主張事実については、これを認めるに足る証拠はない。
したがつて、前記原告らの主張は理由がない。
その他前示認定を左右するに足る証拠はない。
（三）　前示争いのない事実及び認定事実に照らし、本件安全審査において、本件原子炉のＥＣＣＳは一次冷却系配管破断による一次冷却材喪失事故時において、安全性を保持できると判断したことは相当と認められる。（四）　（１）原告らは、ＬＯＣＡの原因となる一次冷却系圧力バウンダリの破損には、配管類の破断の他に、原子力圧力容器のき裂、割れ等の破壊があり、圧力容器が破壊すると原子炉内に炉心冷却水を保持することが不可能になるので、注入方式の現在のＥＣＣＳは全く役に立たない。更に、ＥＣＣＳを全く無効にする一次冷却材喪失事故は、圧力容器と連結している一次冷却系配管の破断によつてもひき起こされる。すなわち、一次冷却系配管の破断によつて噴出する大量の蒸気の衝撃で、圧力容器の破壊や回転が誘発されるという場合である。圧力容器が回転すれば、それに連結しているＥＣＣＳ配管も破損し、圧力容器の破壊の場合と同様に、本件ＥＣＣＳは全く無効となる。すなわち、本件原子炉にとつては、圧力容器の破壊によつて起こるＬＯＣＡに対する防護設備は何一つない旨主張する。なお、本件原子炉に設けられているＥＣＣＳは圧力容器破壊によつて発生するＬＯＣＡに対しては効力がなく、本件原子炉には圧力容器破壊によつて起こるＬＯＣＡに対する防護設備がないことについては当事者間に争いがない。


しかし、前記のとおり本件原子炉において使用される圧力容器等は本件安全審査において安全性を維持される旨判断され、右判断が相当と認められることは前示のとおりである。したがつて、原告らの右主張は理由がない。（２）　原告らは、更に、本件ＥＣＣＳの効果がないＬＯＣＡとして、二次冷却系の故障によるものがある旨主張する。すなわち、一次系の熱除去は正常な時には蒸気発生器二次側の水の蒸発によつて行われているが、しかし、主給水系と補助給水系からなる二次側給水系が故障し、給水が止まると、原子炉の停止が行われても、放射性物質の崩壊熱による発熱があり、蒸気発生器二次側の水は右発熱によつて蒸発し、およそ三〇分で空になるので、蒸気発生器による一次系の冷却は行われなくなるため、一次系の温度は上昇し、一次系の圧力は高くなる。そして、一次系が過圧状態になると、加圧器にある蒸気逃し弁及び安全弁が作動して一次系の蒸気を放出することとなるが、蒸気逃し弁が開かれると、それは極小破断ＬＯＣＡに相当して、一次冷却材は失われるに至る。この場合には、ＥＣＣＳからの注入水が蒸発することによつて炉心を冷却することになるが、しかし、原子炉内は蒸気のため高圧（一六〇気圧以上）であるため、炉心への注水は充填ポンプによつてしかできない。しかし、充填ポンプによる注水量だけでは前記崩壊熱の除去には不十分であり、注入水も蒸発してしまうために、炉心内温度は上昇し、蒸気発生器の二次側の水が空になつてからおよそ三〇分から一時間以内に炉心は溶融する。右のように、二次給水系の故障によるＬＯＣＡに対しては、本件ＥＣＣＳはたとえ作動しても炉心溶融を防ぐことはできないというものであり、前顕甲第六一号証、第二六四号証は右主張に添うものである。
しかし、前顕乙第一号証の二及び弁論の全趣旨によれば、本件原子炉には、二次給水系の給水設備として、主給水ポンプ三台と電動の補助給水ポンプ二台及びタービン駆動の補助給水ポンプ一台とがそれぞれ設けられていること、そして、たとえ、右の主給水ポンプ三台のうち一台が故障したとしても、他の二台によつて運転を継続することができ、また、外部電源がすべて喪失して主給水ポンプのすべてが作動できなくなつたとしても、それぞれの非常用デイーゼル発電機を電源とする補助給水ポンプ二台のうちの一台あるいは蒸気発生器で発生した蒸気の一部を主蒸気管から抽気することによつて駆動することができるタービン駆動補助給水ポンプによつて、いずれも二次冷却水を蒸気発生器に給水できるようになつていること、したがつて、二次冷却水の給水が全く停止する可能性は考えられないことがいずれも認められる。したがつて、前記原告らの主張に添う証拠は採用し難く、他に右認定を左右するに足る証拠はない。
二万一の事故に備えての立地条件
１　災害評価に基づく立地条件について
（１）　本件原子炉の安全審査において、万一の事故に備えての立地審査のための災害評価として、被告の主張第五章の第四の三の２、３のとおりの想定災害の評価を行い（ただし、厳しい条件をとつたとの点を除く）、本件原子炉の立地条件が立地審査指針に適合し、周辺公衆の安全を維持できると判断したことについては当事者間に争いがない。
（二）　（１）前顕乙第五号証、成立に争いのない甲第五五号証、第一四二号証並びに証人ｘの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、「原子炉立地審査指針の目的の一つは行政判断の一貫性を図る」という点にあること、また、「仮想事故の際は重大事故を想定した際に期待した安全防護施設のうち、そのいくつかが作動しないと仮定して、これに相当する放射性物質の放散を仮定する。しかし、この場合、どの安全防護施設がどの程度不動作と仮定するかの判断の基準は、原子炉の型式及びその設計方針により差異がある」とするのが、立地審査指針の制定者の解釈であつたこと、なお、本件原子力発電所と同型の原子炉を備えた先行炉である美浜一号炉、同二号炉、高浜一号炉、同二号炉における各安全審査の立地審査においても「仮想事故としては重大事故と同じ事故について、安全注入系の効果を無視し、炉心内の全燃料が溶融したと仮想する」とされた（以上については当事者間に争いがない）にもかかわらず、いずれも格納容器の健全性は維持されることを前提としていることがいずれも認められる。当事者間に争いのないｏの著書「核燃料工学」の仮想事故の内容についての記述も右認定を左右するものではなく、他に右認定を左右するに足る証拠はない。
そうすると、立地審査指針制定者の解釈では、仮想事故としての一次冷却材喪失事故の場合には、炉心溶融に至ることまでの想定はしているが、更に、格納容器その他の原子炉の安全防護施設がすべて健全性を失う事能までは想定事故の内容、経過として予定しておらず、従来の原子炉設置許可処分に際しての立地審査においても、右立地審査指針制定者の解釈によることが定着していたものと認められる。そこで、立地審査指針の目的から右の解釈ないし審査実務の妥当性を按ずるに、立地審査指針は原子炉の危険性に鑑み、原子炉と周辺環境との間に適切な離隔を置くこととし、右適切な離隔を置くために想定事故という手法をとつているのであるから、想定事故の内容、経過等については原子炉における事故発生の可能性とその規模、安全防護施設の機能等を総合して慎重に検討して決めるべきことであると解され、原告ら主張の如く、想定事故の内容、経過等として安全防護施設の機能を無視した場合には事故はどのような結果になるか、又は、炉心が溶融した場合にはどのような事態に立ち至るかを推論し、その結果生ずるであろう災害の評価をし、これによつて原子炉の立地条件の可否を決めることを立地審査指針が予定しているものとは解されない。のみならず、前記のとおり本件安全審査において、本件原子炉の一次冷却系配管、蒸気発生器細管及びＥＣＣＳその他の安全防護施設は、いずれも安全性の確保ができるものと判断され、右判断は相当と認められること、前記のとおり、本件原子炉と同型、同出力の原子炉はもちろん、その他の商業用原子力発電所においては、未だかつて一次冷却系配管破断事故又は蒸気発生器細管破断事故が発生したことはないこと、そして、本件原子炉において特に前記立地審査指針の解釈、実務の取り扱いを変更すべき事情が存在することを認めるに足る資料のないことに鑑み、本件災害評価において、右解釈、取り扱いを不当として改めるべき必要性は見出せない。
したがつて、前記解釈及び実務の取り扱いは本件災害評価においてその妥当性が認められるものである。


（三）　本件安全審査において、本件原子炉の一次冷却系配管、蒸気発生器細管は健全であり、その安全性が確保されると判断されたこと及び本件原子炉格納容器、アニユラス空気再循環設備、格納容器スプレイ、ＥＣＣＳの各構造、機能はいずれも健全であり、安全性を保持するものと判断されたこと、右各判断はいずれも相当と認められること、なお、右各機器の構造はいずれも前記のとおりである
そして、これらの事実と前顕甲第三六号証、乙第一号証の一、二、第四、五号証、第一八号証、第二五号証、第三〇号証、成立に争いのない同第七一号証、証人ｘ、同ｔの各証言及び弁論の全趣旨を総合すると、（１）本件原子炉の炉心から敷地境界までの昀短距離は約七〇〇メートルであり、（２）本件敷地周辺の人口（ただし昭和四六年当時）は、原子炉から半径一・四キロメートル以内には人家はなく、半径三キロメートル以内には約三六五〇人、半径五キロメートル以内には約八〇〇〇人が居住し、また、本件敷地周辺の比較的大きな都市は炉心から約一二キロメートルの八幡浜市（人口約四万六九〇〇人）、ほかに大洲市（人口約三万七三〇〇人）、宇和島市（人口約六万四三〇〇人）があること、（３）本件想定事故の一つに、一次冷却系の大口径配管破断を選んだのは、従前から立地審査に当たり採られていたところを踏襲したものであること、及び右事故の発生を仮想した解析結果によれば、右は原子炉に昀も苛酷な結果をもたらす事故の一つであり、ひいては周辺住民の安全確保の見地から無視できないものであるからであり、また、想定事故の一つに蒸気発生器破断事故を選んだのも、従前から立地審査に当たり採られていたところを踏襲したものであること、及びこの事故の発生を想定した場合、放射性物質が格納容器を通さずに直接環境へ放出され、ひいては周辺住民に多大な放射線被ばくを与えることとなるため、安全確保の見地から無視できない事故であるからであり、（４）重大事故及び仮想事故における一次冷却材喪失事故の際、炉心に内蔵されている放射性物質が、格納容器内へ放出されるとする量は、美浜二号炉、高浜一、二号炉、大飯一、二号炉と比較しても同一か、多少の差があるに過ぎないこと、（５）一次冷却材喪失事故時において、格納容器、アニユラス空気再循環設備、格納容器スブレイが、事故時に特に厳しい物理的、化学的状態にさらされることはないと見られること、また、故障等によりアニユラス空気再循環設備、格納容器スプレイが作動しないという事態が起こる可能性は少ないと見られること、しかし、本件災害評価においては、これらの設備はそれぞれ二系統のうち一系統しか作動しないとし、また、アニユラス空気再循環設備についてはフイルターの効率を設計より低く仮定していること、（６）右同事故においては、放射性物質はすべていつたん格納容器に閉じ込められ、その後、気体状の放射性物質はアニユラス部を経て前掲排気筒から放出されたものと見られること、（７）格納容器内に放出された放射性物質中半減期の短いものは短期間に減衰するが、キセノン一三三、クリプトン八五、ヨー素一三一等はほとんど減衰しないこと、そして格納容器内で浮遊している放射性物質の一部は格納容器スプレイによつて洗い落とされること、しかし、格納容器スプレイによつて洗い落とされにくい有機ヨー素の存在割合は一〇パーセントとし、右ヨー素についてはスプレイ効果を全く無視していること、なお、右有機ヨー素の存在割合等は前顕各原子炉の災害評価と変わらないこと、（３）右同事故の場合の格納容器からの漏洩率は事故発生後二四時間は格納容器の設計漏洩率の三倍に、その後三日間は一日当たり一・三五倍とそれぞれ仮定し、また、気密構造の格納容器ドーム部からも、格納容器内にある放射性物質の三パーセントが直接大気中へ漏洩するものと仮定していること、（９）右同事故時において大気圧よりも高くなつたアニユラス部の内圧を大気圧以下に低下させるために要する時間（負圧達成時間）は、アニユラス空気再循環設備が一系統しか働かないものと仮定しても、本件災害評価で仮定した一〇分間よりは少ないものと見られること、（１０）右負圧達成時間中は、格納容器からその設計漏洩率の三倍の量の放射性物質がアニユラス部に漏洩するものとし、かつ、その放射性物質はすべてフイルターを通らず外部へ出るものと仮定し、また、負圧達成後も二〇分間は全量排気を継続し、その後も負圧維持のため必要な量以上の排気量があるものと仮定していること、（１１）固体状放射性物質は、アニユラス空気再循環設備の除去率九九パーセント以上のフイルターによつて除去されるため、外部への放出は極めて微量なものであり、無視することができること、なお、格納容器に閉じ込められている放射性物質から出る放射線が、格納容器を貫通して直接的に、あるいは関接的に人体に達することによる被ばく評価には、格納容器内に浮遊している固体放射性物質による寄与分を考慮していること、（１２）重大事故及び仮想事故における蒸気発生器細管破断事故においては、右事故が、一次冷却水中の放射性物質量が、燃料被覆管の破損率が五パーセント（平常運転時の破損率の評価の五倍に当たる）の状態で原子炉を運転しているときの量にあるときに発生するものと仮定していること、（１３）同右事故の場合には、蒸気発生器細管の破断部から一次冷却水が流出し、原子炉停止系によつて、原子炉の停止がなされた後、原子炉内の放射性物質から出る崩壊熱は二次系の安全弁から放出される蒸気によつてその熱が除去され、更に、ＥＣＣＳのうちの高圧注入系が作動してこれを冷却する
その結果、一次系の圧力は減少し、約三〇分後には主蒸気安全弁の設計圧力以下となり、その閉鎖が可能になること、（１４）右同事故において、外部へ放出される有機ヨー素は一次冷却系から二次冷却系へ放出された有機ヨー素の一〇分の一と仮定されている（右については当事者間に争いがない）が、有機ヨー素は熱的に極めて不安定なものであり、高温条件では加水分解する性質を有しているため、加圧水型原子炉の一次冷却水等の温度である三〇〇度Ｃ又はそれ以上では急速に分解し、その量を減少するが、短時間のうちに生成と分解との反応が平衡状態に達し、有機ヨー素の量は一定となる
そして、有機ヨー素の量は全ヨー素に対する比率で見て、当初でも〇・二パーセント以下であり、平衛状態に達したときは〇・一パーセント以下に過ぎなくなること、（１５）右同事故で外部へ放出される無機ヨー素は一〇〇分の一と仮定している（右については当事者間に争いがない）が、右事故が発生した場合、無機ヨー素はまず一次冷却水とともに右破断部から蒸気発生器二次側の液相部に流出した後、右液相部から蒸気発生器の気相部に移行する
この事故時の温度条件では、無機ヨー素はそのすべてが水に溶けており、直接揮発して気相部へ移行するものはほとんどない


（２）　前記のとおり、立地審査指針における想定事故の意義が考えられる以上、その事故原因までも考慮すべき必要性は認め難い。もつとも、立地審査指針一の一－二基本目標によれば、想定事故が及ぼす結果を判断する要素として、「敷地周辺の事象」を考慮すべきことが掲記されているが、このことは、災害評価に敷地周辺の人口分布、地形、気象等を考慮すべきことの趣旨で、敷地周辺の地震現象をも考慮すべき趣旨とは解されず、かつ、前記のとおり、本件安全審査において、地震現象との関係でも、本件原子炉の立地選定は問題がなく、かつ、本件原子炉の耐震設計は安全性を確保できるものと判断され、右各判断は相当と認められるものであるから、本件原子炉における立地審査において、地震を原因とする事故を想定しなかつたことは、立地審査指針に違反するものではない。
次に、前顕乙第二五号証によれば、希ガスの追加放出放射能量は、発電所の出力にほぼ比例するものでること、美浜二号炉、高浜一号炉等でもこの放出は考慮されていること、昭和四六年七月六日にエネルギーの計算方法を計算の結果が小量になる方法に変更したことがいずれも認められ、右事実及び特に本件原子炉で希ガスの初期及び追加放出濃度を恣意的に又は誤つて評価したことを認めるに足る資料のないことに照らせば、本件原子炉においては、他の原子炉と異なるデー夕を用いて評価したものと推認される。右認定を左右するに足る証拠はない。したがつて、前示争いのない事実は前示認定を左右するものではない。そして、前記各認定事実と前顕甲第三六号証を総合すると、本件災害評価における被ばく線量は相当と認められる。
ところで、原告らは、蒸気発生器細管の複数本破断及びそれによる炉心溶融を考慮して災害評価をなす必要がある旨主張する。しかし、本件安全審査において蒸気発生器細管は健全であり、安全性は維持されると判断されたこと、右判断は相当と認められることは前記のとおりであり、これと前記立地審査指針の目的とを併せ考えれば、蒸気発生器細管の複数本破断まで考慮して災害評価をなすべき必要性は見出し難い。のみならず、前記のとおり、蒸気発生器細管破断事故が発生しても、炉心の状態は一次冷却系の大口径配管破断の場合に比べて厳しいものでないと評価されていること、前顕乙第一号証の二及び弁論の全趣旨によれば、蒸気発生器細管破断の場合には高圧注入ポンプ（定格作動圧力約七六気圧）によつて、七六気圧以上の圧力にも対抗して炉心内に注水することができるものと認められることに照らし、蒸気発生器細管の破断により炉心溶融に至ることはないと認められる。右認定を左右するに足る証拠はない。したがつて、前記原告らの主張は理由がない。また、原告らは、今までの原子炉の安全審査における災害評価において、格納容器の漏洩率、大気中への放射能の拡散条件がまちまちであり、安全審査のずさんさを示す旨主張する。右原告ら主張の如く各安全審査における格納容器の漏洩率、大気中への放射能の拡散条件が各発電所で異なることについては当事者間に争いがないが、しかし、格納容器の漏洩率や気象条件、放射性物質の放出高さ等は各発電所で異なることは、各発電所の設計、気象等に差異がある以上、各発電所によつて右の点について相違するのが通常であり、かつ、原子炉立地審査指針一の一－二の右の定めも、このことを予想している趣旨と解される。のみならず、原告らの右主張事実は直ちに前示認定を左右するものではない。
更に、原告らは、本件災害評価において、食物連鎖による被ばく評価をしていない（右については当事者間に争いがない）のは不当である旨主張する。たしかに前記指針二の二－一は「人がいつづけた」場合の居住者の被ばく線量によつて、非居住区域の範囲を定め、同二－二には「何らの措置も講じない」場合の居住者の被ばく線量によつて低人口地帯の範囲を定めているが、右指針の定めるところが、居住者が通常の生活をしている場合をいう趣旨であると解すると、個々の居住者によつて被ばく線量が異なることとなり、ひいては、地域により、画一的に右離隔を図ろうとする立地審査指針の目的を達することができなくなる。したがつて、右指針二－一の「人がいつづけた」場合とは単に人がそこにとどまつていることをいう趣旨と解すべきであり、右指針二－二の「何らの措置も講じない」場合とは積極的に事故に対する防災対策を採らない場合をいう趣旨とのみ解すべきで、いずれの場合も食物連鎖による被ばくまで考慮することを要求する趣旨と解することはできない。以上により前記原告らの主張は理由がない。
なお、原告らは、本件安全審査における想定事故の内容、経過の仮定が不合理であるとして、請求の原因第五章の第四の四の３掲記のとおり主張する。しかしながら、原告らの右主張は前記立地審査指針の解釈と異なる見地に立つものであり、かつ、原告らの主張する想定事故の内容、経過についての仮定が、本件災害評価における仮定と比べて合理性があることを裏付ける事実を認めるに足る資料はない。したがつて原告らの右主張は理由がない。
その他前示各認定を左右するに足る証拠はない。
（四）　以上により、本件安全審査において、前記のとおり災害評価をなしたこと、右災害評価に基づき木件原子炉の敷地は万一の事故の場合にも、周辺公衆の安全を確保できるものであると判断したことは、相当と認められる。
２　推定事故について


原告らは、本件敷地については、後藤マツプの七五年期待値により、卓越周期を〇・三秒とする三九〇ガルという高い地震動が予想され、四国沖、南海トラフを震源地とする巨大地震では、三七一ガルないし一〇六三ガルという巨大な地震動が予想され、また、中央構造線の活断層部分の長さを一〇〇キロメートルとすると、マグニチユード八・二の巨大地震の発生が予想され、その震源地が本件敷地から五〇キロメートル離れていても卓越周期〇・五秒とすると三一〇ガルの地震動が推定され、また、被告が採用している一七四九年（寛延二年）五月二五日の伊予宇和島沖地震において、飯田式により震源の深さを求めると約一〇キロメートルとなり、金井式によつて本件敷地の地震動を求めると約三四〇ガルとなり、更に、震央距離を用いた金井式によると、約四二八ガルの地震動となる。したがつて、本件原子炉の主要施設の耐震設計では右いずれの地震動にも耐えられず、破滅的な大災害に至る旨請求の原因第五章の第四の五掲記のとおり主張する。しかし、後藤マツプの地震の規模は、本件敷地に適用し難いものであること、四国沖、南海トラフを震源地とする巨大地震が本件敷地に影響を及ぼす程度は小さいものであること、中央構造線による地震の規模も、仮にあつたとしてもマグニチユード七程度であること、右原告ら主張の地震について金井式で震央距離により計算し、又は軟弱地盤に適用すべき方式の金井式で計算し、本件敷地における地震動を求めることはいずれも妥当でないことは、すでに認定したとおりであり、前顕乙第六一号証及び証人ｉの証言によれば、原告らのいう「飯田の式」は原告らが主張する地震の震源の深さを求めるための公式ではないことが認められる。前示「原子力発電所における設計地震の策定に関する研究」で、この公式により震源の深さを定めることは右認定を左右するものではなく、他に右認定を覆すに足る証拠はない。そうすると、その余の点について判断するまでもなく原告らの右主張は理由がない。
第六　本件許可処分の違法性の問題について
１　手続上の違法性の問題について
前顕第二掲記のとおり本件原子炉の設置許可処分手続には、これを取り消すべき違法は見出し難い。
２　本件許可処分の内容上の違法性の問題について
（一）　本件安全審査において、本件原子炉施設の位置、構造及び設備が、安全設計審査指針、立地審査指針等の審査の基準に適合すると判断されたことについては当事者間に争いがなく、前示第三ないし第六の認定、判断及び弁論の全趣旨に照らすと、本件安全審査において、本件原子炉の基本設計が安全設計審査指針、立地審査指針その他の原子力発電所設置における審査の基準に適合するとした右判断は相当と認められ、ひいては本件原子炉施設は規制法二四条一項四号に適合するものとした被告の判断及び四国電力の技術的能力が同条一項三号に適合するとした被告の判断はいずれも相当と認められる。
（二）　いわゆる「めやす線量」については、すでに述べた立地審査指針における想定事故が、原子炉と周辺環境との離隔を図るための手法として利用されているものに過ぎず、当該原子炉の規模、型式、周辺環境等具体的な事実を判断の要素として取り込むものの、事故の原因、経過等は仮定的なものであつて、現実に原子炉事故が発生した場合の現象を想定するものではないことはもちろん、事故そのものの発生を想定するものでもないから、想定事故が現実に発生した場合を考えて、その被ばくをうんぬんすることは意味がない。そして、立地審査指針に定める「めやす線量」の意義は、上記の各条件を基として、原子炉と周辺環境との距離関係を定める因子でしかなく、現実に周辺住民がこの線量の被ばくをすることは全く予定されていないものであるから、その危険性を理由として違法性を判断すべき筋合のものではない。
（三）　以上認定のとおりとすると、更にその余の点について判断するまでもなく、本件原子炉の設置を認めることは原告らの基本的人権を侵害するから、基本法及び規制法は憲法一三条、一四条、二五条、二九条に違反するとの原告らの主張は理由がないものというべきである。
第七　結語
よつて、本件許可処分は、これを取り消すべき違法は認め難いから、同処分の取り消しを求める原告らの請求は理由なきものとしてこれを棄却し、訴訟費用の負担については民事訴訟法八九条、九三条一項本文を適用し、主文のとおり判決する。
（裁判官　柏木賢吉　金子　與　岡部信也）
別紙一　当事者の表示（省略）
別紙四－七（省略）
参考
（理由中の当事者の主張等からの引用部分を摘記する。－編注）
（原告らの請求の原因）
第二章　本件許可処分の手続の違法性
四　本件許可処分手続の規制法等違反
２　本件許可処分は法的手続を履践していない
そこで右１の各手続が本件許可処分で守られたか否かについて検討する。まず（１）の周辺住民の同意はまつたくなされていない。逆に国、県及び町は一私企業たる四国電力と一体となつて、あるときは金をバラまき、あるときは恫喝し、また、あるときは嘘言を用いる等して、金と力での種々の不当な方法で反対住民を切り崩していつたもので、住民の同意をとるなどとはほど遠い状況にあつた。すなわち国、県、町及び四国電カは一体となつて、金で住民の命を買収し、力で住民の命を奪つた。
（２）　の伊方原子力発電所の全資料を提出する点についても、まつたく履行されていないどころか、本件訴訟で裁判所から提出命令が出された後である現時点でも、違法に資料の提出を拒む有様である。
また、（３）の公聴会の開催も、まつたく行なわれていない。単に安全審査会の会長ｘをはじめとして政府委員会のメンバーが＜地名略＞町民らに対し、「原子力発電所は安全だ」、「そこから放射能が放出されることはない」、「原子力エネルギーはクリーンエネルルギーだ」と虚偽の宣伝を四国電力とともに一方的に行つていたにすぎない。そして原告ら住民が、原子方発電所についての知識を得るために講
師を呼んで集会をしようとすると、
これを妨害するという不当な対応に出てきたのが、愛媛県、伊方町、保内町及び四国電力である。


（４）　の周辺住民に対する伊方原子力発電所の設置についての告知、聴聞の手続という極めて簡単に住民の声を聞くことができる手続も行なわれていない。伊方原子力発電所が周辺住民の生命、身体等に何らかの被害なり、影響を及ぼすであろうことは、規制法二三条、二四条の規定の体裁、安全設計審査指針、立地審査指針の内容そして告示二条の〇・五レムの定めから直ちに理解できるところである。そうすると、前掲「第三者の所有物没収事件」における昀高裁の判断及びその他の適正手続の判例、更に道路運送法一〇三条、一二に条の二、一項、二項に告知、聴聞等の手続が定められていること等に鑑みると、原子力発電所の設置手続においてはどのように緩く考えたとしても、告知、聴聞の機会が周辺住民に与えられなければならないことは云うまでもない。このような手続も本件ではなされていないということは手続的にはどうにも救いようがない審査であるといわざるをえない。（５）　の原子力委員会の自主性ある審査もまつたく守られていない。それは規制すべき安全審査会と本来推進する立場にある通産省技術顧問会との合同会議の開催であり、また原子力委員会、安全審査会には独自の調査研究設備がなく、単に設置許可申請書を書面上チエツクするだけのものであり、それも安全審査会の委員すべてが非常勤という無責任体制のために実質的な仕事は全部科学技術庁の役人がこれを行つたということになる。これでは、審査結果は審査前から明らかである。昀後に、（６）の他事考慮の排除という行政行為をするについて守らなければならない原則に対しても、被告は違反している。被告はエネルギーが要るから伊方原子力発電所の設置も許されるべきだと主張する。しかし、法二四条一項各号の許可基準のどこにエネルギーが要る場合には原子力発電所を許可してもよいと規定しているのであろうか。法二四条一項各号は安全でなければ許可をしてはならないと明記している。被告の主張は余りにも明らかな他事考慮である。右のように、本件許可処分手続はまつたくずさんで、なきに等しいが、そのずさんの証左を一次冷却水取水問題にみてとることができる。当初、四国電力は伊方原子力発電所の運転し必須の淡水を＜地名略＞の地下水から一日三〇〇〇トンづつとることを計画し、本件許可申請をした。四国電力は右許可申請書において、＜地名略＞には伊方原子力発電所の淡水を取水しても十分な地下水がある。また＜地名略＞から取水するについての同意を得ていると記載した。しかし、四国電力の右各記載はすべて事実に反するもので、四国電力が何者かと図つて捏造したものである。
このため、原告らは、＜地名略＞の地下水にはすでに塩分が上つてきてその利用は飽和状態を通り超しつつあることを愛媛県、愛媛大学及び自らの足で集めたそれぞれの科学的資料を持つて、本件審査中に科学技術庁に訴えた。原告らの「＜地名略＞には水はない」との訴えが正しいか否か、すなわち＜地名略＞の地下水から毎日三〇〇〇トンの伊方原子力発電所の取水が可能か否かは、原子力委員会なり安全審査会の委員が愛媛県を訪れ、＜地名略＞を訪れて資料にあたり、かつ素人の原告らにもできる程度の現地調査で容易に確認することができる。それにもかかわらず、被告は本件許可処分をなし、伊方原子力発電所の淡水を＜地名略＞の地下水から取得することを認めた。
ところが、流石に被告も＜地名略＞の地下水には伊方原子力発電所の淡水の余裕がないことを無視できずに、本件許可処分後直ちに四国電力をして淡水取水方法について変更申請を提出させて、淡水を世界にも例のないかつ不安定な海水淡水化装置から大量に取水するという異例の許可をせざるをえなかつたのである。すなわち、淡水確保の適否の有無は、本件審査の対象となつている他の事項とは異なり伊方原子力発電所を運転すれば直ちに明らかに判明することであつて、被告としては何としてもいい逃れできない事項であるから、問題となる以前に手を打つておかなければならないことだつたのである。
右の淡水の経緯は、本件審査における二つの問題を鋭く指摘する。一　つは、四国電力の本件許可申請が全体にわたつて事実の捏造ないしは歪曲に基づくものと考えざるをえないことであり、いま一つは、被告の安全審査はまつたく名ばかりで、申請者たる四国電力の申請を鵜呑にしているものであつて、安全についての審査というものではないということである。
本件審査には、右各重大な手続の欠落、違反があることからして、本件許可処分は違法として取消されなければならない。
３　本件審査手続の概要と個別的瑕疵
（一）　四国電力から伊方原子力発電所設置許可申請を受けた被告から、原子力委員会に対する諮問は、昭和四七年五月一一日第一八回原子力委員会定例会議に他の案件とともに付議された。そして原子力委員会は、事務局から同炉の安全性について簡単な説明聴取を受けた上、これを安全審査会に検討させることを委員長から安全審査会宛に指示する旨決定した。
（二）　安全審査会における審査手続の瑕疵
（１）　右の指示により安全審査会は同年五月一二日付地第一〇一回審査会において、伊方炉の安全性を実質的に審査するため、第八六部会を設置し、同部会委員九名をその各専門分野に応じて選任した。
その後、安全審査会は、同年一一月一七日付第一〇七回審査会において「四国電力（株）伊方発電所の原子炉の設置に係る安全性について」と題する昀終報告書（以下、本件安全審査報告書と略称する）を審議決定するまで約六か月の間に、合計七回審査会が開催されているが、右審査会における安全審査には、次のような瑕疵があつた。すなわち、
（２）　右審査会における審査手続は、総体として、いずれも極めて形式的になされ他の多数案件とともに、短時間で終了せられており、そして右審査は、すべて第一〇一回会合（昭和四七年五月一二日開催）において指名された第八六部会委員によつてなされたに等しく、審査会においては、第一〇六回会合（同年一〇月一一日開催）において第八六部会からの中間報告を受け、第一〇七回会合（同年一一月一七日開催）において第八六部会からの報告書案を形式的審査で了承したに過ぎない。
（３）　第一〇二回から第一〇五回会合においては、第八六部会からの見るべき協議事項や、審査会から同部会への格別の指示事項などは全くなく、すべて部会まかせとなつていた。
（４）　審査会には、ほぼ毎回、審査会運営規程には認められていない代理出席の審査委員が存するという瑕疵がある。


（５）　殊に第一〇五回審査会では、これを認める規定がないにもかかわらず、代理出席者二名が存し、これと会長を除く委員出席者数はわずか一三各に過ぎず、委員定員三〇名の半数に満たない定足数割れの無効な会合となつている。（６）　同様に、第八六部会選任に当つた第一〇一回審査会においてすら一四名の出席数しかない定足数割れの会合となつている。
（７）　加えて部会報告案提出のわずか一か月前である同年一〇月の第一〇六回審査会において、第八六部会へのｉ、ｊの各調査委員の追加指名が了承されている。（８）　右審査会の議事録は、極めてずさんなものであつて、国民・住民の生命と安全にかかわる重大な本件審査手続において、その審査対象たる軽水型導入炉に多岐にわたる根本的な技術的問題点、疑問点の数々があるにもかかわらず、このような問題点につき、およそ何らかの実質的審査がなされたとはとうてい認め難い形式的かつ無内容なものである。
（三）　第八六部会における審査手続の瑕疵
安全審査会から全面的に伊方原子力発電所の安全審査についての実質的判断を委ねられることとなつた第八六部会における審査手続が、これまた極めて形式的でずさんかつ恣意的なものであつた。すなわち、同部会の審査手続には次のような多くの瑕疵がある。
（１）　まず、昭和四七年五月一七日付第一回第八六部会における確認内容として、施設関係を担当するＡグループ（ｋ、ｌ、ｍ、ｎ、ｏ、ｐ）六名と、環境関係を担当するＢグループ（ｋ、ｍ、ｑ、ｒ、ｓ、ｔ、ｕ、ｖ）八名とに分かれ調査審議することとし、各委員の前記特定専門分野についての調査審議分担を定めたうえ、その各担当委員による調査審議を適宜行うこととされた（なお、ｋ委員は部会長となつた関係で、ｍ委員は耐震工学分野の担当委員となつた関係で各Ａ・Ｂ両グループに属することとされた）。
すなわち、伊方原子力発電所に係る多岐にわたる分野の安全審査は結局のところ、その各分野につき、例えば核燃料関係はｏ委員、耐震設計関係はｍ委員、地震関係はｑ委員、計測及び制御系統施設、安全防護施設の機能等についてはｎ委員というように、特定分野についていずれも非常勤の特定の担当委員一名が各グループ内審査遂行の事実上の担当者上なり、同グループ内においても、一分野の担当者は、他分野の調査審議の個別的過程についてまでは互いに関与せず、また判断能力も有しない状況であり、せいぜいその調査審議の抽象的な結果のみを互いに報告し合う程度の個別的分担審査がなされたにすぎない。例えば伊方炉の核燃料関係についてはｏ委員唯一人の実質的判断に基づいて、その安全性が結論付けられるという手続が
採られており、
他委員の担当分野についてもこの点は事実上同様なのである。しかも、原子力委員会あるいは安全審査会については、その組織や議事運営上の手続的規制が一応あるものの、部会についてはかかる規定が全く存在しないため、部会まかせの審査は、事実上かかる手続的規制を無意味とする如き瑕疵と恣意的審査がなされやすい状況を生ぜしめた。特に部会員をＡ、Ｂグループに分けた上、各グループ内の特定専門分野については、担当委員による個別的審査を適宜行うというような前記の個別的分担審査は、合議制の長所を失なわせ、委員相互間による審査上の恣意や誤謬の発見、抑制を不充分にさせ、ますます、審査が形式的ずさんに流れる原因を生ぜしめた。したがつて右決議は違法のものとみられる。加えて、右第一回八六部会は、部会員一二名中、わずか七名の出席を得たのみであるうえ、かかる専門的審査は代理出席になじまないものであるにもかかわらず、ｑ委員においては、その代理としてｗを出席させ、かかる違法を黙過したまま審議が進められている。しかも同部会は爾後の審査について、先行炉の審査を参考として調査審議を進めるという、これ又、伊方原子力発電所の審査を手抜きし、形骸化する重大な事項を決定確認しているのであつて、いずれも瑕疵ある手続に他ならない。
以下に述べる如きおよそ安全審査の名に値するとは解し得ない形式的審査はこのような不当な審査体制の下で可能となつたのである。
（２）　現地調査を除く第八六部会の調査・審議のその後の概要は、昭和四七年五月一七日の第一回第八六部会以降、同年一〇月末日の第七回第八六部会まで毎月一回（同年一〇月のみ二回）の会合が、せいぜい各数時間程度宛開かれたに過ぎない。
また、第一回部会に欠席したｑ委員は、同部会のその後の全会合にも欠席しており、第二、第五、第六回の各会合においては前記ｗを再三代理出席させているのに、かかる違法が黙過されており、その余の委員についても例えばｍ委員が計六回、ｐ委員は計五回の欠席を繰り返すなどの状態の下で審査が進められた。そして、右期間中のＡ・Ｂグループの会合については、Ａグループは、わずか三回の会合をもつたにすぎず、Ｂグループはわずか五回（後述（５）の同年九月一四日付第六回Ｂグループ会合は、未だ部会員でもないｉ、ｊ両名が参加している瑕疵があるため除くべきものとなる。
）会合を開いたにすぎず、その各会合の開催時間もせいぜい数時間に過ぎない。加えて、Ａグループの三回の会合のうち、第三回会合はｎ委員、同様にＢグループの六回の会合のうち第一、第四、第六回会合は、いずれもｍ委員の各々たつた一名の委員のみの出席で開催されたものである。
各グループ会合のうち、一応二名以上の出席が認められるのは、Ａグループの第一回会合（但し六名中二名欠席）、同第二回会合（同じく二名欠席）の二回と、Ｂグループの第二回会合（八名中四名欠席）、同第三回会合（同じく二名欠席）、同第五回会合（同じく二名欠席）の三回のみである。しかも、Ｂグループの一員であるｑ委員などは、右グループ会合にもすべて欠席したのみか第三回、第五回のＢグループ会合に代理として前記ｗを出席させておりかかる違法の黙過は、具体的な個別分担分野の内容的審査段階における瑕疵であるだけに、重大性があるといえる。なお、このように、部会内における具体的審査を担当したはずのＡ、Ｂグループでの審査すら極めて短時間の、四国電力からの申請資料の説明等事情聴取中心の、形式的なものにすぎなかつた。


ちなみに右部会及びＡ、Ｂグループ計一五回の会合時間を累計しても、頭記約四か月半の第八六部会審査期間当りどんなに多く見積つても四五時間（各会合一回当り三時間として算定）ないし六〇時間（同一回当り四時間として算定）となるに過ぎないもので、仮にこれを併行集中して行なうなら、せいぜい一週間もあれば終了し得る程度のものである。しかも四国電力からの説明等事情聴取のみに止まる形式的審査が長々と引延ばされていたのである。
（３）　次に、立地条件（気象、海象、地形、地質、地盤、地震、水利、その他の社会・産業環境条件など）延いては平常時被ばくや温排水公害を含む災害評価等の調査・検討に欠かせない現地調査について述べる。
昭和四七年五月から同年一〇月にかけ、当初第一〇一回審査会において指名された委員一二名中、一〇名がそれぞれ適宜一回、各わずか一日宛六回に分れて現地に出向いた。
しかし、例えばｕ調査委員においては、Ｂグループに属し、気象、海象、放射線管理、災害評価部門の調査・検討を担当していたにもかかわらず、現地調査をなした形跡すら認められないこと、殊に、これまたＢグループに属するｑ審査委員など
は、現地調査も同年六月、
右ｗにより代行させるという、明らかに重大な瑕疵ある審査がなされた。（４）　現地調査の形式的ずさんさを示す例はこれに止らない。同年八月四日にはｒ審査委員が自己の専任担当分野である水利、放射線管理（廃棄物処理）の調査に関連して現地に赴いたが、肝心の＜地名略＞からの取水の余地なきことを見落して帰つており、一体何のために選任され、調査に出向いたのかすら疑われざるを得ない事情がある。
更に、ｍ審査委員がＡ、Ｂグループの一員として、その専任担当分野である耐震設計関係の審査に関連して現地調査をなしたのは、部会中間報告検討過程に入つた同年九月一四日であり、同じく、Ａグループの一員として、炉心燃料棒分野とこれに関連した各種事故、災害評価を専任担当したｏ審査委員が現地調査をなしたのは、中間報告がなされた同年一〇月一一日付第一〇六回審査会のわずか約一週間前である同年一〇月三日という、いずれも極めて遅い時点に過ぎず、昀も優先させねばならない現地調査の実施を、このように遅い時点まで怠つていた問題がある。いずれも現地調査がまさに形式的にずさんになされた瑕疵を示すものという他ない。
（５）　加えて、右Ａ、Ｂグループに属するｍ委員が、科学技術庁原子力局において勝手に委嘱したところの、当時未だ委員ですらなかつたｉ及びｊ両名を同行して右九月一四日の現地調査をなし、かつ同時に、同地で、第六回Ｂグループ会合が右三名により開かれたこととなつているが、これは、第八六部会における著しい恣意的審査の瑕疵を示すものとして極めて重要である。
右ｉ、ｊ両名を、まがりなりにも調査委員として事後的に指名することが了承されたのは、右現地調査から一か月余り後である昭和四七年一〇月一一日の第一〇六回審査会に過ぎないから、両名が現にかかる調査及び審査に関与した事実は、とりもなおさず当時、両名においで、部会外の無責任な私的立場から本件安全審査にかかわり、これに影響を与えたことを示すものにほかならない。しかも右ｊは、前記現地調査以降、全く本件安全審査手続に関与していないし、事後的指名の了承された第一〇六回審査会にすら出席していない（それ故、同審査会が何を検討して同人の追加指名を了承したのか、また同人らの現地調査や私的会合自体まで追認する趣旨かが疑問となり、これまた、
審査会の著しい不公正さを示す事情ともなる。）。
また、ｉ調査委員は、右一〇月一一日付の追加指名後、同月末日までのわずか半月余の間、昀終報告検討のため開かれた第六、七回第八六部会に一度ずつ参加したに過ぎない。そして、また同委員の分担審査分野である地質、地盤についての安全評価過程には中央構造線の位置に関する審査が欠落している（音波探査資料すら審査会に提出されていない）という、極めて重要な手続的実質審理上の違法が存した点も付言しておきたい。
（６）　そうすると、伊方原子力発電所の立地条件審査上、早期に昀も重点的かつ慎重に取り組まなければならなかつた地盤、地震関係分野の審査手続については、当初これを専任担当すべく選任されたｑ審査委員が全く審査に関与しなかつたため、ようやく部会審査終了の一か月前に、右ｉ、ｊ両委員をその公正に多大の疑義ある選任手続の下に追加指名したところ、その後はなんらの現地調査もなされず、右両名のうち、ｉ委員のみが二回の部会審査に参加したのみで、わずか一か月後の部会報告がまとめられ、昀終決定をみたこととなるのであつて、右手続的瑕疵も非常に重大である。
仮に、右ｑ委員に、その選任当初からこのように部会審査活動をなし得ない特段の事情が存したというのであれば、第一〇一回審査会における委員選任手続上の不注意自体責められるべきものであり、他方、かかる不都合が判明した段階において、直ちに同委員を解任した上、新しい審査委員ないしは調査委員を早期に選定すべきものであろう。また、ｉ、ｊ両調査委員についてもこれを審査会において正式に選任してから慎重かつ責任ある現地調査を実施せしめ、部会審査の適正を期すべきは常識なのであつて、かかる恣意的手続がなされたこと自体、審査会延いては原子力委員会が伊方原子力発電所の設置許可基準適合性の意見答申をなすべきことにつき、強い先入観を持ち、やみくもに右答申を急いだ事情をも示すものである。（７）　以上のような簡略な形ばかりの審査を可能とした原因の一つに、既述のとおり、先行炉審査を参考とする旨の第一回第八六部会における確認が存した点にも求められる。
しかし、右理由がまさに体のいい口実にしかすぎないこそは、例えば昭和四七年六月、本件部会グループ審査の初期段階において、先行同型炉である関西電力美浜一号炉において安全確保上、極めて重大な多数の蒸気発生器細管損傷事故が生じたことが明らかとなつたにもかかわらず、その原因究明及び伊方炉における十分な対策について何らの審査もなさないまま、部会報告が急がれた事情からしても明らかである（この点についても右部会報告を頭からうのみにした審査会報告及び原子力委員会答申において何らこれにふれるところがなかつたのは当然であつた）。右確認は、第一回第八六部会出席者全員が、先行炉と同型であるから、これと異なる事情なき限り許可をなすべきであるという不当な予断、先入観の下に、本件審査に当たつたことを示している。本件審査が恣意的形式的に流れたのも、けだし当然というべきであろう。


（８）　右部会審査が何らの独自性すらなく、申請者四国電力の形ばかりの申請内容をすべてうのみにして、既定かつ机上の安全性報告を急いだことの有力な事情として、伊方原子力発電所安全運転上不可欠の淡水確保の可否についての初歩的審査が欠如していた点が看過できないので、更に述べれば次のとおりである。前述のように伊方原子力発電所の日常運転上不可欠の淡水取水の可否につき申請者四国電力は実地調査すらなさず、事実は分水余力が皆無であつた＜地名略＞隣接の＜地名略＞において、あたかも分水が可能であるかの如き虚偽の申請をした上、設置許可を得ていたものであるが、右虚構に対する地元住民の追及により四国電力は、昭和四八年三月、同取水計画を急拠淡水化装置の付設による給水計画に変更して右設置変更許可申請をなし、昭和四八年四月、これが原子炉の安全性にかかわるものと判断した原子力委員長の指示により、同審査会が右給水装置の安全性を審査したうえ、同年五月二八日右申請が許可された。しかし右安全審査手続においても、先行した伊方原子力発電所安全審査と同様の形式的な、部会（第九七部会）任せの審査がなされた。
加えて、第一一三回審査会においては第九七部会委員としてｐ１４某委員（名は不詳）が追加指名されたのに、現実にはなんら具体的審査に関与していない。右は第九七部会審査のずさんさを示している。このような審査会自体及びその部会審査手続を通じて示された以上の如き審査の恣意的、形式的ずさんさは決して偶発的なものではなく、後述のとおりまさに安全審査体制自体の不備欠陥に由来するものといつても過言ではなく、かかる不備な体制下でなされたこと自体、本件安全審査の瑕疵をもたらすものというべきである。
（四）　以上の経緯によつて作成された昭和四七年一一月一七日付第一〇七回審査会の本件安全審査報告書は、事務局作成にかかる答申案とともに、同月二一日、第四六回原子力委員会定例会議に、他案件とともに付議され、右原案どおり被告宛答申することが決定された。
なお、右審議に際しては、事務局の説明下に、既述の淡水取水計画についてのみ「地域住民の生活と密接に結びついている問題であり、かつ、一部住民からの要望もあつたので、地元関係者及び申請者において十分の措置を講じられるよう要請」することが決められたが、他には見るべき審議もなされず、疑義と欠陥に満ちた右審査会報告内容がそのまま右答申の基礎とされたのである。（五）　なお、原子力委員会は、右答申までに伊方原子力発電所設置許可に関し、事務局である科学技術庁原子力局からの事情聴取をなしている。これは前記（一）の第一八回定例会及び前項の第四六回定例会の二回においてであると思われるが、いずれも議事録上はその内容が不明である。しかも、右原子力局はその際申請者四国電力及びこれと一体となつて伊方原子力発電所設置を促進させて来た愛媛県からの片面的意見聴取をなしたにもかかわらず、原告ら地元住民の設置反対意見について公平な意見聴取に基づく的確な事情調査をなさないまま、数々の不当ある用地問題・漁業問題・関係地方公共団体の決議、あるいは右設置反対運動等についての一般的事情に関する一面的な報告を、原子力委員会になしてその判断に不当な影響を与えたのである。
（六）　第八六部会（第九七部会も同じ）の審査手続における昀も重要な手続的瑕疵の一つであり、かつ審査の体制的欠陥の典型を示すものとして、部会議事録の不存在がある。同部会の審査手続が仮に技術的、専門的実質を有し、部会委員の合同審査による独自の慎重な手続でなされたのであれば、その部会議事録が存在しないということはおよそ考えられないものである。
すなわち、審査会ひいては原子力委員会には、安全審査資料を公開しないという違法をあえて継続してきた欠陥原子力行政体制の下で、本件審査手続においてもまた、その中心をなす第八六部会における審議期間中、伊方炉の安全性についての多岐にわたる技術的・専門的審査の公正・適正並びに継続性を担保する上に不可欠な、右審査経過及び結果の記録文書作成とその保管を、当初より怠つていた重大な瑕疵が存した。
これは原子炉安全規制行政における、、情報公開義務違反の一形態をなすのみか、手続的民主性及び、手終的自主性の欠如を、ことごとく推認せしめる有力な事情ともなるといえる。
仮に原告らが、右安全審査手続当時、かかる部会審査記録をも含む安全審査資料一切の公開を受け得ていれば、原告らはその不利益を受ける立場からの真剣さでもつて、手続の公正な遂行を見守るとともに、当然本訴におけるごとき数々の安全性欠如にかかわる問題点を、より早期の段階から指摘して手続の適正を図り、もつて自己の受けた著しい不利益及び不公平を大幅に軽減させ得たはずなのである。
（七）　審査機関の主体性欠如の違法
以上の審査体制欠陥につながる昀も基本的な瑕疵としては、次の諸点がある。すなわち、基本法二条の自主的運営規定はその内容の一として、すでに述べたように、原子力委員会が国民の信託に基づく広範な権限下に安全審査をなすに際し、かかる権限なき他者から、審査判断の独立性・自主性にかかわる影響を受けるごとき疑いある手続をとつてはならない旨の規制を定めるものと解される。この点問題となるのは、第一に、昭和四七年二月、すでに被告において、電源開発調整審議会（以下電調審という）の議を経て、伊方原子力発電所一号機の建設を電源開発基本計画に組み入れることを決定済であつたことと、第二に、第八六部会の調査審議は、昭和四七年五月一一日の第一〇一回審査会の決定に基づき（ただし、議事録にはかかる決議のなされた記録はないので、はたして、真にかかる決議がなされていたか疑問である。）全て通産省技術顧問会（以下顧問会という）と合同で実施され、右合同審査がなされなかつた会合は、同年九月二九日、同部会がＥＣＣＳ検討会と合同審査をなした一回だけであつた事情の認められること、第三に、原子力委員会及び審査会が独自の事務局を持たず、原子力行政の実施担当機関たる科学技術庁原子力局がすべてその事務を統轄しているため、審査の全過程において、事実上、同庁行政官僚の強い影響を受けざるを得ない体制となつていることの三点であり、第一の点については、原子力委員会が、第二の点については第八六部会が、各々本件設置許可にかかる審査手続に際し、他機関からの影響下で審査をなした瑕疵があるとみられる。


右審査における影響を示す事情として、第一の点については、原子力委員会、電調審とも被告機関であつて、前者は後者の先行決定の影響を受けやすかつたと思われるし、殊に、前者の内部機関である審査会委員には、後者と立場を同じくする通産省（電源開発促進法一〇条三項によつて、通産大臣も後者の委員の一員となつている）の内部機関たる顧問会委員との兼任者が多数を占めていることからも、相互間の影響あることは推察される上、原子力委員会が伊方炉設置許可について審査したのは、昭和四七年五月一日、及び同年一一月二一日のわずか二回の定例会議においてであり、他案件とともになしたこの短時間の審議において、同委員会が独自に、規制法二四条一項一ないし四号の許可基準につき、慎重な審査をなしたとは思われず、殊に、同項二号の判断については、いまだ核燃料サイクルすら確立の目途を立たない現状であるにもかかわらず、右電調審の決定に影響されて、同号への適合性を認めた疑いが濃いといいうるのである。
また、第二の点については、まずかかる合同審査を許容させる法的根拠、及び合理的理由が皆無である。第一〇一回審査会において合同審査についての決議がなされたとされるが、審査会議事録にはかかる決議の記録はないし、また、かかる決議自体が違法事由となる。顧問会による審査の目的、性格及び手続内容は、電気事業許可及び需給面からの規制にかかる電気事業法との関係で定められた規制法七一条の通産大臣の同意に際し、通産大臣が法定外の手続として、同顧問会の意見を求めるべくなされているもので、その手続的規制もなく、およそ規制法二四条による安全規制手続のそれとは、すべて異質のものである。
かかる異質の機関が合同審査をなすこと自体、審査会及び第八六部会の中立性、独立性に多大の影響を及ぼすものであるが、まして本件の場合、第八六部会委員一二名（昭和四七年一〇月、追加指名されたｉ、ｊを除く、当初からの委員）中、調査委員三名を除いた、いわゆる審査委員九名全員が、この顧問会委員を兼任しており、右審査委員の参加した第八六部会ないしそのグループ会合は、すべて自動的に顧問会との合同審査となり、たとえ審査委員のうち一名しか出席しなかつた場合（グループ会合及び現地調査につき、各四回宛存する）であつても合同審査になるという審査体制が採られている。このように不自然かつ不当な影響が、通産省機関たる立場自体から右各審査委員に生ずること明らかな、主体性・独立性を欠く手続が採られているのである。右審査には重大な瑕疵あることは明らかであつて、これはまさに恣意的手続であると断じてよい。
昀後に、右第三の点も重要である。これについては、前述のとおり、原子力局の不当な一般的事情の説明が、原子力委員会の審査上、影響を与えたこと明らかな事情があるし、また、前述（（三）の（５））のとおり、同局が部会員の選任に不当な影響を与えていた事情も明らかである。加えて、科学技術庁が一貫して原子炉設置推進の考え方を有してきたこと、及び科学技術庁長官が原子力委員長でもある事情もあいまつて、同庁が企業や原子力委員に対しても、事実上の強い影響力を与え続けてきたことが看取される。また、審査会会長であるｘが、自ら四国電力等の要請を受けて、各地で原子力発電所設置推進講演活動を行つていることも、安全審査会自体が安全規制における主体性・独立性（ないし中立性）を喪失している瑕疵を示す。このような欠陥ある体制の中で、事実上も本件審査に影響を及ぼすがごとき、右恣意的手続が存したことは、同審査の違法事由をなすものという他ないのである。
五　手続的実質審理上の違法││安全評価過程における適正手続保障義務違反
１　手続的実質審理の違法
（一）　一般に国民の生命、身体、財産等、基本権の侵害にかかわる手続において、適正手続保障の理念が重視せられねばならぬことはいうまでもない。それ故、原子力委員会（その内部機構たる安全審査会を含む）は規制法二四条一項四号の適合性にかかる審査手続に際し、設置法二条各号、五条（同一四条の二）等に定められた包括的権限を、規制法一条の「災害を防止して公共の安全を図る」ために「必要な規制」を行うとの目的に則し積極的に行使して、公正かつ適正な安全審査を尽くすべき義務を負う。
右義務は、安全規制の目的、内容及び権限を定めた右各法条の合理的解釈により導びかれたものに他ならず、適正手続保障の理念によつて裏付けられるのである。（したがつて右義務違反の主張は、規制法二四条一項四号の基準違反の主張とは法律構成を異にしている。）
この様な、いわば適正手続保障義務の違反の瑕疵には、前述四に示した審査手続上の個別的瑕疵、及び審査体制的欠陥にかかる瑕疵も含まれるが、むしろ安全性評価過程における恣意、専断、他事考慮など、いわゆる手続的実質審理上の瑕疵が重要である。


すなわち、本件設置規制手続において原子力委員会は、これにより重大な災厄の危険から公共の安全を守るという規制法一条の規定とその目的に対応し、右安全審査に際し（１）各検討項目につき実証性あるデータの有無、程度、内容を慎重に調査、検討しデータに不備不足ある場合は更に必要なデータを収集することにより許可判断過程の科学的合理性を確保せねばならず（安全評価資料の実証性確保）（２）安全にかかわる重要な機器、装置について合理的な特段の事情により、機器装置自体の安全実験がなされていない場合、一応は模擬実験等によるデータが示されていても殊に、適切ないし十二分な安全余裕を確保、検証することが必要であり、また安全に関するデータのばらつきや評価上の合理的な見解が対立する場合はより慎重な、安全側の数値や見解を採用することが必要であり、（安全評価の充分な保守性確保）、また（３）原子炉施設、機器及びその付属設備並びに核燃料、使用済燃料ないし放射性核分裂生成物質やこれにより汚染された物あるいは温排水や淡水などの個別的規制がそれぞれ全体としての原子炉の安全性に如何なる影響を及ぼすか（安全評価の一体性、包括性確保）平常時及び事故時に放射性核分裂生成物やこれにより汚染された物がどのような経路で、どのような直接、間接の影響を及ぼすか（環境分析）などにかかわる安全性判断過程に必要な判断事項に欠落や重要性評価上の恣意が疑われるものであつてはならず、（審査の欠如と重要性評価の恣意排除）、（４）安全性判断が原子力発電の経済性、必要性、設置準備における既成事実化や設置計画の先行など、安全性に関わりのない諸事情や技術的科学的合理性のない予断偏見等によつて左右される疑いがあつてもならず（他事考慮予断偏見の排除）、加えて、（５）安全評価をなすについて、申請者企業を始め原子炉設置促進者の一元的意見のみならず、これとは別に反対の利害をもつ原告ら地元住民や、設置に批判的な技術者、研究者などの職能利害関係人の反対意見を十分に調査、把握してこれを積極的に審査に反映させ、取入れ、又は、これを採用せぬ場合には科学的合理的理由と実験的根拠を明示するという慎重な判断過程を取らなければならない。そして右（１）～（５）に欠ける本件安全評価には、いわば安全評価過程における実質審査上の瑕疵が存することになる。
第三章　本件許可処分の内容の違法性（その一）
第二　平常運転時の危険性
六　原子力発電所周辺における被ばくの実態
２　線量目標値を大幅に上回る環境放射線増加実測値
浜岡原子力発電所周辺の環境放射線については、静岡県衛生研究所と中部電力が＜地名略＞、＜地名略＞及び＜地名略＞の三町にわたる四三地点において積算線量を測定しており、六地点における連続線量率測定も中部電力によつて行われている。積算線量の測定には熱ルミネツセンス線量計、線量率の測定にはシンチレーシヨンカウンターが使用されており、ともにガンマ線のみを測定している。これら測定結果は、三か月ごとにまとめられ、静岡県環境放射能測定技術会によつて定期的に発表されている。
これら測定値（昭和四七年度から五〇年度）を検討すれば、浜岡原子力発電所の試運転開始前に比べて、試運転開始後に環境放射線の線量が増加していることが判明する。すなわち、昭和四七年度から五〇年度までの全期間について測定値が取られている三二地点についてのみ、その平均積算線量を、試運転開始前と開始後について求めると、試運転開始時を境として、環境放射線が昭和四九年には年当り平均七・五ミリレム、五〇年には同八・七ミリレム増加していることが判明したのである。
かかる浜岡原子力発電所周辺における環境放射線の実測値は、線量目標値なるものが単なる机上の計算期待値にすぎず、とうてい達成されていないものであることを示している。
第四章　本件許可処分の内容の違法性（その二）││本件原子炉の構造の欠陥││
第二　伊方原子力発電所に使用される燃料の危険性
一　炉心の構造と役割
（一）　燃料棒
燃料棒は低濃縮のウラン二三五を含む二酸化ウランの粉末を一四五〇度Ｃ～一七〇〇度Ｃで直径九・三ミリメートル、高さ約一五・二ミリメートルの円筒状に焼き固めたペレツト約二四〇個を、長さ約三・八メートル、外径約一〇・七ミリメートル、肉厚〇・六二ミリメートルのジルカロイ四製の燃料被覆管に挿入し、炭素鋼コイルバネで押えて上下に端栓をして溶接して作られている。ペレツトは再焼結による焼きしまりの対策として密度九四パーセントに焼結されており、また、被覆管には圧力を高めるため約三〇気圧のヘリウムガスが封入されている。
（二）　燃料集合体
燃料集合体は、右燃料棒一七九本と一六本の制御棒案内管、一本の計測用モニター管が七個のバネ付支持格子で支えられ、縦横一四本の配列による一辺二〇センチメートル四方の断面積と長さ約四・二メートル、重量六〇〇キログラム弱のほぼ正方形柱となつている。バネ付きの支持格子はインコネルで作られており、燃料棒はバネ力により支持されてはいるが、設計上は軸方向に伸びが許容されることとなつている。隣接する燃料棒中心点間隔（ピツチ）は約一四・一ミリメートル、隣接被覆管相互の間隔は約三・四メートルとされているが、組立てのバラつきにより初装荷時においても二・二ミリメートルまで接近しているものがある。肉厚〇・四三ミリメートルの制御棒案内管は、燃料棒よりやや大きい外径を有し、上部で約一三・七ミリメートル、下部で約一二・二ミリメートルとなつているため、制御棒と燃料棒との間隔は燃料棒相互のそれよりやや狭く、二・六ミリメートルから一・七ミリメートル程度となつており、組立のバラつきを考慮するとさらに間隔の小さい場合もありうる。
（三）　炉心配置
炉心は一二一体の燃料集合体によつて構成され、上部及び下部炉心板により固定され、プレナム部分を除いたウラン燃料の存在する炉心の有効高さは約三・七メートル、等価直径は約二・五メートルのほぼ円柱形状となつている。炉心燃料集合体は非均一多領域燃料装荷法によりほぼ等容積の三領域に分けられ、初装荷時には外周部にウラン二三五を約三・四〇パーセントを含む濃縮度の燃料集合体が、第二領域には約三・〇パーセント、中心部の第一領域には約二・二七パーセントの燃料集合体が用いられ、約一年の運転後三分の一の燃料を中心部から取り出すとともに、新たに外周部に濃縮度約三・四〇パーセントのものを加え、三年以後は平衡炉心を形成する。
（四）　炉心の役割


炉心の役割は、「ウランの核分裂に伴つて発生する熱エネルギーを一次冷却水に伝達すること」にあり、この目的のために燃料被覆管の材料として、機械的にも化学的にも安定であるが中性子吸収率の大きいステンレス鋼を使用せず、ジルカロイ四を使用しており、その肉厚を〇・六二ミリメートルと安全性の観点からはぎりぎりの限界まで薄くしている。一方原子炉の運転中、燃料被覆管の内部には高出力灼熱のウランがあり、被覆管は内部から高密度の放射線照射を受けており、外部には二八〇度Ｃ～三四〇度Ｃ、圧力一五七ｋｇ／ｃｍ２の一次冷却材が毎秒三～五メートルの高速で流れているため、燃料被覆管は極めて苛酷条件にさらされている。このような炉心の技術的不安定からくる危険性は、伊方炉のようにスケールアツプされた原子炉に共通の問題となつている。
（五）　本件原子炉も含めた軽水炉の設計にあたつては、使用する燃料の健全性を、過渡状態（原子炉の起動、停止、緊急停止など定常運転時と異つた状態のこと）を含めた平常運転時に保ち得ることだけが要求されており、事故時には、安全防護設備（ＥＣＣＳ）によつてその健全性が保たれれば良いことになつている。したがつて、燃料の安全性を審査する基準として定められている安全設計審査指針中の規定も平常運転時に限られており、事故時の健全性は安全防護設備の有効性の審査の中で保証されるという建前になつている。しかし、平常運転時の燃料の危険は主として燃料体の劣化によつてもたらされ、事故時にはその劣化した燃料体がより苛酷な状態に置かれるのであるから、平常運転時の燃料の健全性と事故時のそれとは分ち難く結びついている。ここでは、一応、平常運転時と事故時とに分けて扱い、両者の関連については、事故時の危険の際に論じる。
二　平常運転時の危険
４　続発している燃料棒事故の危険性
（一）　事故の種類
現在の軽水炉核燃料に関する技術が、いかに未解決で不明な問題をかかえているかということは、国内、外の軽水炉で現在までにひん発している様々な事故が示している。すなわち、
（１）　放射性物質に対する第一、第二の障壁といわれている燃料ペレツト、燃料被覆管には、これまで多数の事故が報告されており、原子炉メーカーあるいは電力会社の主張とは裏腹に、炉心部の技術上の不安はますます現実のものとなりつつある。事故の内容は燃料棒のつぶれ、曲り、ピンホールの発生、折損である。
（２）　燃料棒のつぶれ事故
（ア）　外国の事例
一九七一年六月、ベズナウ一号炉（スイス）で第二領域の二・三パーセントの燃料棒に長さ一～六センチメートルのつぶれが発見されたが、原因は不明のままである。
一九七二年四月、ギネー炉（アメリカ、ＰＷＲ電気出力五二万キロワツト）で、第一領域に二パーセント、第二領域に七パーセント、第三領域に三・五パーセントのつぶれが発見されている。その他、ポイントビーチ一号炉、Ｈ・Ｂ・ロビンソン炉でも発見が報告されている。
（イ）　日本の事例
一九七三年三月、美浜一号炉で第一領域の二〇体につぶれが発見された。
（ウ）　原因と対策
右つぶれ事故の原因は、ペレツトの再焼結によるペレツト体積の収縮（いわゆるやきしまり）により燃料棒内に生じる空隙が燃料棒内外圧差によつて圧縮されるために生じると考えられている。その対策として、燃料ペレツトの密度を高くし、再焼結の進行を抑え、被覆管の内圧を高めるために、約三〇気圧のヘリウムガスを封入するようになつた。
右対策がとられたことにより、一応つぶれの現象はみられなくなつている。しかし、この対策がとられた結果燃料棒は新たな問題を抱えたことが指摘できる。それは封入されたヘリウムガスが一次冷却材喪失事故（（ＬＯＣＡ）の際には燃料棒の内圧を著しく高め、被覆管のふくれ、破裂の可能性を非常に大きくした点である。（３）　燃料棒の曲り事故
（ア）　外国の事例
一九七二年末、ポイントビーチ一号炉で一一体、一九七三年春Ｈ・Ｂ・ロビンソン二号炉で七体の燃料集合体の曲り事故が報告されており、一九七二年春、ギネー炉でも同様の曲り事故が報告されている。
（イ）　日本の事例
一九七三年九月、関西電力美浜原子力発電所二号機で燃料集合体に曲りが発見された。この曲りにより、隣接する燃料棒の間隔が一ミリメートル以下になつているもの八体、一・五ミリメートル以下になつているもの八体が確認された。曲りの程度の軽い燃料集合体の数字は発表されていないので不明であるが、相当数にのぼることは明らかである。更に、一九七五年一月、同じ美浜二号機に一二一の燃料集合体のうち半数に近い五一体が一・七ミリメートル以下の間隔に狭まつている、一層拡大された曲り事故が発見された。このうち、継続使用燃料については第一領域で二三体、第二領域で一四体、第三領域一二体の曲りが発見された上、新規装荷された第四領域（第一回定期検査時の第三領域空間）においても二体に曲り事故が生じている。
（ウ）　原因と対策
曲りり事故の原因は未だ明確になつておらず、したがつて、その対策も確立していないというのが実情である。アメリカで昀初に曲り事故が発見された時、ウニスチングハウス社及びアメリカ原子力委員会は、その原因と対策を次のように発表した。
「燃料棒に使用されているジルカロイ四と制御棒案内管の材質であるステンレス鋼では熱膨張係数に三倍の違いがある。原子炉運転時にジルカロイ被覆管は熱膨張と照射成長により軸方向に伸びるが、ステンレス鋼製の案内管も膨張しており燃料被覆管と上部ノズル底面にはすき間が残つている。しかし運転停止により温度が下降すると熱膨張係数の大きいステンレス鋼製の案内管が大きく縮み、ノズル底部が被覆管と強く接触し被覆管を曲げてしまう。したがつて上部ノズル底面と燃料棒上端との間隔を十分取つておくか又は制御棒案内管を被覆管と同質のジルカロイにすれば曲りは生じないであろう。」と。


美浜二号炉は設置許可申請時にはステンレス鋼製案内管を使用するとされていたが、一九七〇年八月提出された原子炉設置変更許可申請書でジルカロイ製制御棒案内管の使用に変更されている。これらをふまえて、一九七三年夏ウエスチングハウス社は曲り事故について、制御棒案内管にもジルカロイを使用することにしたので問題はすべて解決したと表明した。ところが、美浜二号炉の第一回の曲り事故は、その声明の直後に発見された。その後、美浜二号炉の第一回目の曲り事故について、科学技術庁原子力局は次のような趣旨の見解を発表した。「燃料被覆管と制御棒案内管はともにジルカロイ製ではあるが、両者の熱処理法は異つているため燃料の燃焼に伴い燃料棒と制御棒案内管の間に中性子照射による照射成長が生じる。燃料棒は軸方向に伸びるよう設計されているが、支持格子の拘束力に製造時の品質のバラツキに起因する差があり、このため一部の燃料棒の伸びが妨げられることが主な原因であると推定される。問題のある燃料集合体を取り替え、すべての燃料棒が健全であることを確認した。また、支持格子の拘束力は使用に伴い弱まる傾向にあるので、現在照射成長のギヤツプにより変化が生じていない燃料棒はこれからもギヤツプ変化を起す可能性はまずない。したがつて、運転再開については十分安全であると判断した。」と。
一九七五年一月に発生した美浜二号炉の第二回目の曲り事故は、右の判断が根拠を欠いた単なる願望にすぎなかつたことを冷酷に示すとともに原子力工学技術の底の浅さを如実に示した。美浜二号炉の第一回曲り事故以後に装荷された新規燃料は、上下ノズル底面との間隔（クリアランス）を大きくとり、第一回曲り事故の点検時にギヤツプ変化を殆んど生じていない燃料棒に比較し、更に伸びやすいものとした。にもかかわらず、二四体の新規装荷燃料のうち二体に曲りが発生しており、自慢の対策であつたいわゆる“ボトム・オフ”も曲り事故の解決には何ら有効ではなかつたことを実証した。“ボトム・オフ”対策が有効でないことはその後に生じた高浜一号炉の事故でも明らかにされた。一九七四年一月三〇日、科学技術庁原子力局は、「高浜一号炉の初装荷燃料について」と題する発表項目の中で、「昭和四九年二月から装荷をはじめる高浜一号炉の燃料は全部で一五七体であるが、これらは今回美浜二号炉で新規に装荷されたものと同じく、上下に十分のクリアランスを取つたものであり、使用期間を通じて健全性を失わず、安全性は十分確保し得るものである。」と述べていた。しかし一九七五年一一月の第一回定期検査において、この自信は裏切られ、燃料棒の曲り事故が発見されており、安全確保の期待はやはり単なる願望にすぎなかつたことをあらわしたのである。高浜一号炉の燃料棒の曲り事故の詳細は公表されているデータがまつたくないので不明である。
美浜二号炉の二回目の事故では、燃料被覆管の間隔が〇・五ミリメートル以下になつているものが五体、一ミリメートル以下のものは二〇体にものぼつており、一回目の事故にくらべその程度ははるかに危険な方向に進行している。
（４）　放射能漏洩事故
（ア）　外国の事故例
一九　六九年ベズナウ一号炉で、また、一九七〇年三月ギネー炉で放射能漏洩が発見された。
（イ）　日本の事故例
一九　六九年一月二八日、日本原子力研究所、研究用第三号原子炉（ＪＲＲ１３）で燃料が破損し、炉内が核分裂生成物及びウランでひどく汚染され、その結果、所員五名に内部被ばく事故が発生した。その後美浜一号炉、二号炉なども、リーク燃料が続いている。
（ウ）　原因と対策
ギネー炉などのリークの原因は、被覆管内面に水素化物ができ、被覆管を破損したためであると伝えられている。水素化物はペレツトの水分によると考えられたため、事故対策としてベレツトの乾燥とペレツト密度を高める措置がとられた。この結果、燃料破損はほぼ完全に防止されたといわれていたが、現実にはその後もリーク燃料の発生は続いている。
美浜炉のリークの原因としては燃料ペレツトと被覆管との間に働らく力学的相互作用の他、多くのものが考えられているが、明確には判明されておらず、したがつて、その対策も被覆管製造時の品質管理に全力を傾注するとか、原子炉起動時に過度の負担がかからないよう慎重を期すといつたことしかなく、昀終的には、ある程度のリークの発生は避けられないと割り切り、リークによる原子炉冷却材中の放射能量の増大に絶えず気を配り、一定の値まで上昇した場合、その段階で炉を停止し、破損している燃料集合体を捜し出して新しいものと取り替えるという方法しか考えられていない。リークの原因究明が困難なことの理由の一つには、燃料棒が放射能で強く汚染されていて、検査の方法としては水中カメラやペリスコープ（逆潜望鏡）によるしかないが、しかしそれらによつてもリークの箇所や傷口の態様を究明することは、よほど大きい破損の場合を除いてはまず不可能であり、また、水中テレビによつてもリークのような損傷は観測不可能であること、したがつて、漏洩燃料の発見は検査する燃料集合体をまるごと容器（シツピング・キヤン）の中に収納し、キヤツプをかぶせて窒素ガスを循環させ、循環窒素ガスの中に混入した核分裂生成ガス（キセノン一三三）の放射能を測定してリークの存否を判定する、いわゆる「シツピング法」に頼らざるを得ないということにもある。また、シツピング法にしたところでシツピングキヤンが汚染されるなどのいわゆる「バツクグラウンド、ノイズ」の発生が避けられず、測定精度に制限があり、したがつて、破損程度さえもそれ程明確にできないものである。
（５）　燃料棒折損事故
一九七三年三月、関西電力美浜一号炉（加圧水型軽水炉、出力三四万キロワツト）の定期検査時に、炉心第三領域の燃料集合体（Ｃ三四）中の燃料棒二本の上部が約七〇センチメートル欠損し、中のウランペレツト共々、炉内に崩れ落ちている事態が発見された。関西電力の説明では、炉心冷却材中に落ちていた被覆管の破片及びウランペレツトは、真空吸引器を用いて回収したとされているが、放射能汚染されている炉心からどのように回収したかの具体的作業方法は依然として不明のままである。
右事故がどれ程重大な意味と深刻さを含むものであるかは後で主張するが、ここでは事故発生から今日に至るまでに関西電力や関係行政庁の恐るべく悪質な真相隠ぺいと真相を追及される中で見せた電力会社の周章狼狽ぶりや、唖然とさせる猛猛しい居直りをした原子力発電所推進者たちは、国民の安全を軽視し蹂りんするものであることを厳しく指摘しておきたい。
（二）　ウランペレツトの挙動
（１）　焼きしまり


燃料ペレツトは、焼結温度一四五〇度Ｃ～一七〇〇度Ｃにおいて製造されているため、運転中のペレツト中心温度が右焼結温度以上の高温になつてくると、焼結が更に進み、ペレツトの密度が高まつて体積が縮むという現象があり、これを焼きしまり現象と表現している。体積の収縮の仕方は均質ではなく、したがつて、ペレツト毎での収縮の態様もそれぞれ異つており、ピーク線出力密度に対するペレツト密度の変化の仕方を示す実験にしても、ペレツト体積変化に対するペレツト長の変化を示す実験にしても、いずれも実験結果には大きいばらつきが見られる。ウラン粉末の活性（焼結の難易性）、プレスの仕方、焼結温度等によつて右のばらつきが生じるのである。このばらつきが燃料設計を著しくむつかしいものにしている。焼きしまりは、燃料被覆管とペレツトのギヤツプ、ペレツトとペレツトとのギヤツプを大きくし、ギヤツプ間の熱伝導度を低下せしめる。このことはベレツトに発生した熱が冷却材に伝わることを妨げる方向に働くため、ウランペレツトの中心温度を上昇させ、中心溶融の可能性を高めるとともに、蓄積熱の増大の方向に作用して、重大事故時の燃料溶融を準備するものである。したがつて、軽視できない現象である。
（２）　ひび割れ
燃料ペレツトは、燃焼の進行により中心部の温度が二千数百度Ｃとなり、外周都は約五～六〇〇度Ｃとなる。二酸化ウランの熱膨張率を考慮して計算するとペレツト中心部と表面部には、三パーセント程度の熱膨張の差が生じ、中心部は大きく膨張して、圧縮力が生じ、外部には引張りの熱応力が生じる。右応力は焼き物であるペレツトに苛酷に働くため、運転開始後間もなく、ペレツトに放射状のひび割れを生ぜしめる。ペレツトの焼きしまり現象が相乗的に加わるため、ペレツトは「つづみ型」にひび割れると考えられている。このように、ひび割れは、起動、停止のくり返しや、ペレツト破片がひび割れに入つて、くさび作用を支えることなどにより、複雑に進行し、拡大する。
なお、燃料ペレツトの熱伝導度は、実験の結果によれば、約半分と低く、したがつて、本件安全審査では中心温度が低くみすぎられているが、燃料ペレツトに生じたひび割れは、ペレツト内の熱伝導度を更に著しく低下せしめ、ペレツト中心温度を上昇させる作用を有する。この意味でも、ひび割りペレツトの熱伝導度をは握しておくことは重要なことであるが、その測定は極めて困難であり、現在のところ、炉心で照射されたひび割れしたペレツトのそれはもちろん、未照射のひび割れペレツトの熱伝導の測定資料さえできていない。
（３）　スエリング
燃焼の進行に伴い、ウランペレツトの内部には核分裂生成物（ＦＰ）が発生し、増加してくる。ＦＰは燃焼の初期には、二酸化ウランの結晶格子の間におさまつているが、燃焼がある程度以上進行すると、そのうちのキセノンやクリプトン等気体状になりやすいものが結晶格子間を遊動して一か所に集まり（析出）、気泡を作る現象が生じてくる。気泡は体積を増し、ペレツト内部からふくらませる力として作用する。この作用によりペレツトが膨張する現象をスエリングという。燃焼の末期には約三パーセントの体積増をもたらすことが知られている。ス　エリングの発生はペレツトと被覆管の接触を強める作用を持つとともに、ペレツト内の気泡はペレツト内熱伝導度の低下に寄与する。
（４）　核分裂生成物の放出
ペレツト内部に生成した気泡の一部は、ペレツト・被覆管ギヤツプに放出され、ヘリウムガスと混合し、ペレツト・被覆管ギヤツプの熱伝達度を低下させる。ヘリウムガスが被覆管内圧を高めるのに使われた理由の一つには、熱伝達度の高い性質があげられるが、この中にキセノンとかクリプトンが混入すると、熱伝達度が低下する。
（５）　ウランペレツトの融点の低下
ウ　ランペレツトは燃焼にしたがつてプルトニウムを発生し蓄積してゆく。これに伴いウランペレツトの融点は低下してゆくことが知られている。四八、〇〇〇メガ・ワツト・デー／トン（本件伊方炉での昀高燃焼度）で融点は、約二、六五〇度Ｃとなる。
（三）　燃料被覆管劣化の要因
（１）　外圧によるクリープ変形
燃料被覆管は、燃焼の進行とともに、冷却材の外圧を受けて徐々に直径を縮小するいわゆるクリープ現象を起こす。クリープとは、ある物体に応力がかかつたままの状態で長時間経過した場合、物体が、その応力に応じて、応力を緩和するよう塑性変形することで、ミクロに見れば、原子の移動を伴う現象である。なお、中性子照射は、クリープを加速させる作用がある。その他冷却材による流体力学的作用力も、クリープ現象に一定の影響力を持つとされる。クリープにより被覆管は損傷する。
（２）　中性子照射による照射損傷
被覆管は炉内にあつては高速中性子の照射を受け、非照射材と異つた性質を有するに至る。その原因の一つと考えられているものに照射損傷があり、例えば、中性子照射を受けると、ニユートロン・アルフア反応で、ヘリウムが被覆管内にたまり、被覆管を脆くするという現象が知られている。燃料被覆管は照射損傷により延性を著しく低下させる。
（３）　化学的腐食
被覆管は、冷却材や燃料棒内部環境における化学的腐食を受ける。まず、冷却水により腐食され、ジルカロイ表面に微密な酸化被膜が生成し、それに伴つて発生した水素の一部は、ジルカロイ中に約七〇ＰＰＭまで固溶するが、炉が停止し、ジルカロイの温度が低下するに従い、固溶していた水素はジルカロイ被覆管に水素化物として析出する。水素化物の析出が生じると被覆管は延性、靭性な著しく失ない脆化する。また被覆管はペレツトに含まれていた湿分により内側からも水素化される。その他、ペレツトの燃焼により発生したＦＰのいくつかが、化学的作用を及ぼすことが知られており、特に、ヨー素による応力腐食の発生は有名である。これらの応力腐食により、被覆管は著しく変質し、脆化する。
（４）　フレツテイング腐食の発生
わずか三ミリメートルの間隔しかない燃料被覆管の間を、圧力一五七ｋｇ／ｃｍ３の一次冷却材が毎秒約三～五メートルの高速で、流れているため、被覆管は流体力学的力にさらされ、常に振動している。この繰り返しの振動によるフレツテイング腐食により被覆管は切損の因子を蓄積する。
（５）　冷却材の水圧・水流


一　次冷却材の高圧、高速流水は、被覆管に衝撃的力を加えることとなる。被覆管が他の要因で脆化し、つぶれ、曲り、切損などを生じた場合には、水圧、水流の被覆管欠陥部に支える作用力は、想像以上に苛酷なものとなる。
（四）　燃料棒に発生する欠陥
（１）　燃料棒の曲がり
ア　燃料棒の曲がりの原因は、照射成長の差のほか、焼きしまり、ひび割れ、スエリングなどにより複雑に変形したペレツトと被覆管との接触により発生する強い力学的相互作用や冷却材の流体力学的力等の諸力の複合作用による可能性が強い。ところが、ウランペレツトの挙動の定量的は握はほとんどできていないし、また、冷却材の流体についてもほとんど何もわかつていないのである。したがつて曲りに対する対策は当分確立しないと見るべきである。
イ　燃料棒の曲りは、当然燃料棒の間隔を縮め、冷却材の通りを悪くし、その結果、その部分の熱除去が阻害される。　燃料被覆管の温度は上昇し、冷却材の核沸騰が発生する。燃料被覆管相互の間隔が狭いので水蒸気の泡は容易につながり被覆管表面を膜としておおう可能性が大きい（膜沸騰の発生）。一たん、高温の水蒸気膜でおおわれた被覆管は、温度がますます上昇するため、膜沸騰から正常な状態に戻すには、原子力の出力を大幅に低下させるか停止するしかない。この間、ジルカロイ被覆管が、高温状態で、長時間水蒸気にさらされると、ジルカロイ│水蒸気反応が進み、被覆管表面には酸化物ができる（焼損）。焼損により発生した酸化物は、機械的強度が弱いため、水圧、水流に抗しきれず、折損する可能性は充分存在する。
燃料棒の曲りにより、隣接燃料棒が接触した場合、熱除去は全く不可能となる。したがつて、その部分は急激に温度が上昇し、一〇〇〇度Ｃを超えるとジルコニウムは水蒸気と激しく発熱反応をはじめ、やがて溶融する。同時に被覆管内部の放射性物質が冷却材中に逸出し、放射能汚染の原因となる。
ウ　制御棒案内管と燃料棒との間隔は、燃料棒相互のそれよりも小さい。しかも制御棒案内管の肉厚は、わずかに〇・四三ミリメートルという華奢なものである。一方、燃料棒の一年間の曲りの程度は、初装荷時のバラつきを考慮して計算すると、昀大三・四ミリメートルから二ミリメートルとなる。したがつて、燃料棒が接触し、案内管を押し曲げる可能性は否定できない。
制御棒案内管は、わずか七〇センチメートル弱を距てて固定されており、これを燃料被覆管と制御棒案内管との間隔二・六ミリメートル～一・七ミリメートルに、制御棒案内管の内径と制御棒との間隔の〇・九ミリメートルを加算した三・五ミリメートル～二・六ミリメートル程度曲げるに必要な力は、極めてわずかなものであり、これに対し、被覆管を押し曲げてくる力は変位こそ少ないが、有無を言わさない作用力によるものである。したがつて、ジヤツキと類似の力を生むものであり、案内管自身の弾性的力などと比較にならないものである。制御棒操作に支障をきたすことになつた場合、原子炉の基本的停止装置の機能の喪失であるから、原子炉の安全性の見地からは重大な事態が発生するといわざるを得ない。
（２）　ピンホール・ひび割れ被覆管
燃料被覆管劣化の原因として述べた照射損傷、応力腐食、フレツテイング腐食などの作用により、劣化して延性を失ない、極めて脆ろくなつている被覆管が外圧によるクリープ変形によつて、ひび割れやスエリング、あるいは熱膨張しているウランペレツトと触れ合い、力学的相互作用を受け合うことにより、容易に被覆管にひび割れやピンホールを発生せしめる。とくに、被覆管内部の水素化物の付近は著しく脆化しているので、その部位にペレツトの割れ目が当たり、出力変動に伴つて、割れ目の開閉が起こると、その部位の被覆管にはひび割れが確実に発生する。これらの事態は、燃料棒の機械的強度を著しく低下せしめるとともに、平常運転時における放射能洩れの大きな原因となつている。
（３）　燃料棒の折損
右（２）に述べたのと同じ被覆管の劣化要因により脆化している被覆管に強い水流圧とか、その他の衝撃力的力が加わると、燃料棒は容易に折損する。折損によつて、燃料被覆管中の旅射性物質が冷却材中に逸失するので、平常運転時における被ばくの被害を著しく高めるものとなる。
（五）　以上に述べた、燃料ペレツトのひび割れ、スエリング等による燃料ペレツトの熱伝導度の低下、燃料ペレツトからの放射性物質の放出によるギヤツプ熱伝達率の低下、燃料ペレツトの融点低下によつて燃料ペレツトは溶融する危険を蓄積し、また、これらの燃料ペレツトの挙動と燃料被覆管の応力による劣化、クリープ変形、中性子照射による照射損傷、水素化、フレツテイング腐食、冷却材の水流・水圧によるつぶれや曲がり、その他の燃料ペレツト又は燃料棒の挙動に原因する燃料棒の損傷と、それによるその内部からの放射能の漏洩事故も相変らず各地の原子力発電所で発生し、環境に廃棄される気体状放射性廃棄物の源泉となつている。そして本件伊方発電所の燃料ペレツト、燃料棒がその別外であることの保障はない。試運転をしていた間の本件伊方原子力発電所でも、燃料棒の損傷を避ける丸めに、原子炉の起動、停止をゆつくりと行わざるを得なかつたが、このことが試運転期間を二か月間延期したことの理由の一つとなつている。この事実は、運転上の過渡状態における燃料棒の損傷が不可避な現状であることを何よりもよく物語つている。右のように、既知又は未知の原因による、そして防止対策が明らかにされていない燃料棒の損傷を防ぎ得ない本件原子炉の炉心設計は、「指針」の要件を満すものとはとうてい云い難いことは明らかである。
三　事故時における危険
３　ＬＯＣＡ時の燃料挙動
（三）　ＬＯＣＡ荷重と燃料被覆管の機械的強度
（１）　ＬＯＣＡ時の荷重
ＬＯＣＡ時には、さまざまの原因で燃料棒に強い荷重が加わる。もし燃料被覆管の機械的強度がその荷重に耐ええない場合には、被覆管は折損あるいは座屈し、炉心の崩壊をもたらすこととなる。したがつてＬＯＣＡ時の炉心に関する安全審査では、燃料被覆管の機械的強度とＬＯＣＡ時昀大荷重についての比較検討が十分になされなければならない。
ＬＯＣＡ時に問題となる荷重としては、（ア）相変態に基づく荷重、（イ）再冠水時の熱衝撃荷重、（ウ）再冠水時の燃料被覆管と制御棒案内管との温度差により燃料棒にかかる圧縮荷重があけられる。まず（ア）の相変態に基づく荷重とは、次のような事実をいう。


ジルカロイは、八五〇度Ｃから九〇〇度Ｃのあたりで、α相（六方稠密構造）からβ相（体心立方構造）へと結晶構造が変化する。この二相共存状態では、引張り強度は著しく低下する性質がある。相変態にともなつて、ジルカロイは、約〇・八パーセントの体積収縮が生じる。長さの変化にして約〇・三パーセントの縮となる。被覆管が再冠水時まで崩壊しないと仮定して作成されている高温点被覆管温度グラフ上で予想される相変態か所は四か所である。すなわち（１）第一ピーク上昇過程、（２）第一ピーク降下過程、（３）第二ピーク上昇過程、（４）第二ビーク降下過程である。
（１）　燃料被覆管は、ＬＯＣＡ発生後数秒にして膨張し始め、支持格子に、がつちりと食い込む現象が生じる。燃料棒は、蓄積熱により急上昇し、八五〇度Ｃ付近で相変態を生じ、支持格子間で約二ミリメートル縮小する。これに対し、発熱のない制御棒案内管は、温度上昇が遅れるため、相変態の時期が被覆管のそれより後となる。このため燃料被覆管は、二万プシイの引張応力を受ける。（２）例え右の第一ピーク上昇過程で破断を免れたとしても、降下過程では、逆に、燃料被覆管がβ相からα相に変わる際、圧縮応力を受け、（３）更に、再びα相からβ相に変る際に、引張応力を受けることとなる。したがつて、第一ピークから第二ビークに至る過程で、二万ブシイの応力を三度も受けることとなる。（４）第二ピークの降下過程まで、燃料棒が、崩壊しないまま維持されることは、まずあり得ないが、仮りに有つたとすると、内面酸化と水素化で、ボロボロに脆化した被覆管に再び二万プシイが襲いかかる状態となる。二万プシイを一平方センチメートル当りの荷重に換算すると約一三九五キログラムとなる。その荷重の大きさが理解できるであろう。
（４）　の再冠水時の熱衝撃荷重とは、崩壊熱により高温となつた燃料被覆が再冠水時に水と接した時、生じた温度勾配によつて被覆材内に衝撃的にもたらされる歪による荷重であるが、四国電力が安全審査の参考資料として提出した「一次冷却材喪失事故時の燃料被覆材の健全性について」と題する資料の中でも、ＬＯＣＡ時の燃料被覆に加わる昀大荷重として計算されているものである。この熱衝撃荷重について、四国電力の提出している参考資料は、約二九〇〇プシイという数値を掲げている。
しかし、右数値が非常に過小であることは、明らかである。この資料はアメリカ原子力委員会が発行したところの「規制作成のための公聴会の件に関して軽水炉の非常用炉心冷却系に対する昀終指針」と題する資料の抜粋であるが、これによると、熱衝撃による応力のピーク値として、コンバツシヨン・エンジニアリング社は、一インチ平方当り二万四六〇〇ポンド（一万一〇七〇キログラム）という証拠書類をアメリカ原子力委員会に提出している。ゼネラル・エレクトリツク社は三万三〇〇〇ポンド（一万四八五〇キログラム）、バブコツクス・ウイルコツクス社は二万三〇〇〇ポンド（一万〇三五〇キログラム）であるという証拠書類を提出している。これに対し、伊方炉と同型炉の輸出メーカーであるウエスチングハウス社は、昀初に提出した証拠書類「一〇七八」では、熱衝撃による応力のピーク値を三万六〇〇〇ポンド（一万六二〇〇キログラム）としておきながら、後に提出した証拠書類「一一五一」により、三五〇〇ポンド（一五七五キログラム）に訂正している。
訂正後のウエスチングハウスの数値のみが異常に小さい値である。アメリカの他の原子カメーカーの計算では、いずれも一インチ平方当り二万ポンド以上となつているのに比して一桁小さくなつているのである。
熱衝撃荷重の計算が非常に難しいものであることは明らかである。しかしながら、他メーカー三社がいずれも二万プシイ以上の値を算出しているのに対し、ウエスチングハウス社のみが三五〇〇プシイという場合、いずれを信頼すべきかは自ずと明らかであろう。ましてこの数値が、原子炉施設の安全設計の為の基礎資料となるものであつて見れば、より安全側に数値を選択すべきは自明の理である。ウエスチングハウス社の計算値には、無理な仮定が入つていると考えざるを得ないのである。四国電力の提出した参考資料の二九〇〇プシイというのは、右ウエスチングハウス社のアメリカ原子力委員会への報告値よりなお小さい値となつており、その数値の信頼性は極めて低いと云わざるを得ない。安全側に数値を選択するならば、熱衝撃による応力ピーク値は少くとも三万ブシイを採用すべきである。（ウ）　の再冠水時の燃料被覆管と制御棒案内管との温度差により燃料棒にかかる圧縮荷重とは、アセンブリ拘束のことである。燃料棒が再冠水過程に入ると、内部に高温のペレツトを抱える被覆管と、制御棒案内管との間には、数百度の温度差がつく。燃料被覆管は支持格子に食い込んでいる為、軸方向にすべり動くことができない。この為急冷されて急激に収縮する制御棒案内管により燃料被覆管は上下に強力な圧縮応力を受けることとなる。これをアセンブリ拘束といつている。四国電力の提出した参考資料では、アセンブリ拘束を一〇〇〇プシイとしているが、これも非常に過小な数値となつている。少くとも数万プシイと考えなければならない数値である。再冠水時には、燃料被覆管は、熱衝撃荷重とアセンブリ拘束荷重の両応力を受けることになり、その値は、どのように少く見積つても四万ブシイを軽く超えることが予測される。
（２）　ＬＯＣＡ時の機械的強度


一方、ＬＯＣＡ時の燃料被覆管の機械的強度については、どうであろうか。四国電力が提出した参考資料には、未照射の燃料被覆管で、破裂やふくれのない（変形のない）ものについての機械的強度テストの二つの結果が示されている。メザベイのテストによると、ジルコニウム・水反応が約一七パーセント（被覆管の酸化の状態）の場合被覆管の機械的強度は一万六〇〇〇プシイとなつている。グレイバーのテストによると、ジルコニウム・水反応が一一パーセントの場合、被覆管の機械的強度は一〇万プシイとなつている。右数値は破裂やふくれのない被覆管についてのテスト結果であるが同じ参考資料には、蒸気中で破裂させた被覆管の圧縮テスト、曲げテストによる機械的強度の結果も引用されている。ＬＯＣＡ時の燃料被覆管はほとんど破裂しているであろうし、破裂していないまでもふくれによつて変形していると思われるので、ＬＯＣＡ時に被覆管が耐えうる機械的強度は、変形被覆管によつてテストされた結果が、より実際に近いものとなるのである。したがつて、変形被覆管（バースト・ロツド）の機械的強度こそ我々の求めるべき数値である。ところが、四国電力の提出した参考資料を見てわかるとおり、肝心のバースト・ロツドの機械的強度の数値を示しているはずの部分は、企業秘の名目で、提出を拒否して空白のままである。これは恐らく、バースト・ロツドの試験結果が、右資料の中でＬＯＣＡ時に予想される昀大応力として算定されている五五〇〇プシイに接近した数値が出ているためであろう。右参考資料は審査会に出されているものであるが、その時点では勿論バースト・ロツドの試験結果の部分も空白などになつているわけではなく、安全審査委員のｏも右数値を見ている訳である。したがつて、ウエスチングハウスも、四国電力も、右テスト結果が場合によつては、公表されることは覚悟の上で、安全審査の為の参考資料として提出している訳である。にもかかわらず、被告は、文書提出命令を無視するという裁判所の権威をまるで無視した暴挙を犯してまで、企業秘の名で、必死にその提出を拒んだ。ところで、今まで見て来た各テストは、ＬＯＣＡ時の燃料被覆管の強度を求めるテストとしては、実は致命的欠陥がある。すなわち、実際の燃料被覆管は前述のように苛酷な炉内条件の下で、中性子照射を受けて、新品のものと全く異つた性質と欠陥を有するものに変質している。したがつて、実際の燃料被覆管の機械的強度を計測する為には、できるだけ実際の炉心に近い状態でテストがされなければ、本当の機械的強度は出てこないのである。少くとも、中性子照射済みの燃料について実験が行われるべきである。
しかるに、先にのべたテストは、バースト・ロツドのものを含めて、いずれも未照射被覆材の機械的強度テストにすぎない。中性子照射によつて劣化した燃料被覆材は、未照射燃料被覆材に対し、はるかに脆くなつているものであることは、学界の常識である。ジルカロイ被覆は研究に研究を重ねて選ばれた金属であるにもかかわらず、原子炉で照射された後は、三〇センチの高さからベニヤ板の台の上に落しただけでくだける。しかも、現実の燃料棒は単に中性子照射による脆化のみでなく、先程のべたように、水素やヨー素によつても脆化しており、ひび割れやピンホールも生じているのであるから、応力集中効果も働く。したがつて、中性子照射済の燃料被覆材の機械的強度は、バースト・ロツドのテスト結果よりはるかに低いものとなるであろうことは、疑う余地のない事実である。
しかし、それらのデータは、安全審査会には一切提出されていない。照射済み燃料被覆材の機械的強度テストは、アメリカの原子炉メーカーでも、まだ実験段階にあり、データはほとんどないといつてよい現状である。先程ものべたとおり、現実にＬＯＣＡが生じた場合、燃料被覆はほとんど破裂しており、したがつて応力集中効果をまともに受ける状況にあるから、その時の燃料被覆材の機械的強度は、おそらく非常に低いものであろう。したがつて、ＬＯＣＡ時にかかると予想される先の（１）の（ア）（イ）（ウ）の荷重のような万単位の応力に対しては、全然耐えられないのである。
第三　蒸気発生器細管事故
二　問題の所在││蒸気発生器細管事故の重大性と現実性││
１　蒸気発生器細管事故の重大性
（三）　ＥＣＣＳを無効にする恐ろしさ
蒸気発生器細管は、それが一たん破断すれば前述の如き重大なる事態に至ることになるだけでなく、破断に至らなくとも、減肉、腐食時の損耗を受けている段階で、実は容易ならざる事態である。
一　次系大口径配管が破断し、一次冷却材喪失事故（大ＬＯＣＡと略す）が起ると、一次系の圧力は、瞬間的に減圧され、蒸気発生器細管は大きな衝撃力を受ける。このとき、細管に損傷があれば、細管は圧潰や破断をきたす。細管は、内圧よりも外圧による方が、容易に破壊される。例えば、半径一〇ミリメートル、厚さ一・四ミリメートルのインコネル製の細管の場合、厚さが三〇パーセントにまで減少すると、内圧が二九四気圧で破裂するのに対して、外圧は四二・四気圧でも圧潰する。つまり、原子炉運転時の一次系と二次系との圧力差（一〇〇気圧）には耐えるが、大ＬＯＣＡ時に生じると思える外圧五〇気圧には耐えられない。損傷を受けた細管の表面は、凹凸しており、何らかの切欠き効果（凹凸した面では、平滑な面より応力の集中する部分が生じる効果）があり、更に小さな圧力でも圧潰が起る可能性がある。そして、後に示すように、美浜一号炉・二号炉、ポイントビーチ一号炉の場合のような細管損傷がひん発している現実を考えるならば、大ＬＯＣＡ時の衝撃力を受けて、細管は破断する。
一　たん、圧潰や破断が起れば、二次冷却水は、減圧された炉心部へ高圧蒸気となつて吹き込み、炉心部を高圧蒸気で充満する。一方、大ＬＯＣＡ時には、炉心の空だき状態を防ぐため、ＥＣＣＳが働き、炉心は水びたしにされることになつている。しかし、二次側から吹き込んだ炉心部の高圧蒸気のため、炉心への注水は妨げられる。すなわち、ＥＣＣＳの機能は大幅に低下するのである。アメリカ物理学会の軽水炉の安全性に関する報告書には、蒸気発生器細管の破損面積についてわずか〇・〇〇三平方フイート（約一本の細管の断面積）の破損で再冠水速度（炉心を水びたしにする速さ）が一七パーセント減少すると推定されていると報告されている。


もともと、大ＬＯＣＡ時にＥＣＣＳが期待通りに機能を発揮するという実規模の実験はなく、小規模の実験さえ、炉心注水に失敗しているのが現状なのに、右で述べたように、細管の破断が重なれば、炉心は必ず溶融するであろう。つまり、細管損傷の現実が根本的に解決されない限り、ＰＷＲは昀も重要な安全装置であるＥＣＣＳなしで運転されていると同様なのである。
２　多発する細管事故
右の如き安全上重要な部分であるにもかかわらず、蒸気発生器細管における減肉、ひび割れ、穴あき等の損傷事故は、国内で営業運転中の五基のＰＷＲのすべてで発生し、国外においても同様に、枚挙にいとまのない程多数の事故例が報告されている。恐るべきことに、この事態は、原因も正しく握めず的確な対策もたてられないまま進行しているのであり、まさに大規模な蒸気発生器細管破損事故の寸前というべき重大な事態である。
以下、従来の細管損傷事故例をいくつか挙げて細管損傷事故の状況を見てみる。
（一）　美浜一号炉
我が国昀初の発電用ＰＷＲである美浜一号炉は、昭和四五年一一月二八日に運転を開始したもので、電気出力三四万キロワツト、コンパツシヨン・エンジニアリング社製の蒸気発生器二基を装備している。
この原子力発電所で昭和四七年六月一三日、放射能漏れが発生した。調査の結果、細管一本に穴があいており、同時に、約一〇〇本に減肉が生じていた。これらの細管については、栓止めを実施した後、昭和四七年一二月九日、運転を再開した。
その際、通常は一年ごとの定期点検を、半年ごとに実施することにし、更に、出力を七〇パーセントに下げて、運転することとした。
しかし、昭和四八年三月十五日からの定期検査で、約一〇〇〇本の細管に減肉が発生していることが発見された。これらの減肉細管及びその周辺の健全細管も合せて、約一九〇〇本について栓止めを実施し、同年八月一九日、運転を再開した。運転再開にあたつては、半年ごとの定期検査を実施するとともに、出力を更に下げて、六〇パーセントの出力で運転することとした。
しかし、また昭和四九年二月一二日からの定期検査の際に、四本の細管に減肉が発生した。この四本について栓止めを実施した後、同年六月四日、前記と同じ条件で運転を再開した。
昭和四九年七月一七日、再度放射能漏れを起こした。調査の結果、二本の細管に穴があいており、その二本を含めて、一五八本の細管に減肉が発見された。右の事故経過において、被告は初期には、この蒸気発生器の熱交換器としての性能が劣るせいではないかとして、出力を下げて、運転を続けさせたのである。そしてやがて、減肉は細管の曲管部（曲がつた部分）で、振れ止め板に押えられた部分に発生しており、この部分が強く影響を受けて腐食されたと、減肉の原因を考えるようになつた。しかし、その後、細管減肉は曲管部だけでなく、直管部にも発生し始めたのである。
右の経過から分るように、事故の対策としてとられたのは、損傷細管及びその可能性のある細管を栓止めして、出力を下げることだけであつた。この場合細管損傷の原因を究明し、その結果を待つて根本的な対策を実施した後、運転再開すべきであつた。しかし実際は、根本的な対策より、その場のがれの対策がとられて、運転再開が優先され、その結果、一〇〇〇億円もの高価な装置を、まつたく動かせないような状態までにしてしまつたのである。
（二）　美浜二号炉
この原子力発電所は、昭和四七年七月二五日に運転を開始したもので、電気出力五〇万キロワツト、ウエスチングハウス社製の蒸気発生器二基を備えている。この原子力発電所で昭和五〇年一月八日、放射能漏れが発生した。調査の結果、微少な漏れのある細管一本を含めて、細管二六六本が減肉を受けていた。ほぼ一年後の同年十二月に、損傷細管に栓止めをし、二次冷却水の水処理法をリン酸塩法から、揮発性物質法（以下ＡＶＴとも略す）へ変更して、運転再開され、現在に至つている。
この減肉は美浜一号炉の場合と異なり、パンフルプレート付近の直管部に発生し、しかも一本の細管の数箇所に同時に発生しており、局部的腐食とは言えない状態であつた。
被告は細管減肉の原因をバツフルプレート付近など、構造的に二次冷却水の流れが妨げられた部分に、水処理に使用したリン酸ソーダが濃縮されて生じたものと推定している。
この事故は、美浜一号に設けられていたコンバツシヨン・エンジニアリング社製の蒸気発生器と異なり、ウエスチングハウス社製の蒸気発生器では、細管の曲管部と振れ止め板の構造が異なるため、減肉は起さないと考えていたのである。蒸気発生器内での蒸気と液体の激しい二相流の中で、熱的、機械的作用による損傷を防ぎ、しつかりと細管を保持する技術がいかに困難であるかを示した一つの例である。
（三）　ベズナウ一号炉
スイスのベズナウ一号炉は電気出力三五万キロワツトのＰＷＲで、運転開始は一九六九年六月である。当初より、二次冷却水の処理は、リン酸ソーダを使わない揮発性物質法を採用していた。しかし、多量の腐食生成物が蒸気発生器内に蓄積し、それによる腐食作用のために細管が破損したと判断されたために、腐食生成物を防ぐということで、再び、水処理法はリン酸塩法へ変更されたのである。そして、リン酸塩法へ変更後も、粒界割れや、減肉により放射能漏れを起しているのである。この例は、水処理法の変更が、蒸気発生畳細管からの放射能漏れを防ぐ決定的な対策にはなり得ないことを示している。
（四）　ポイントビーチ一号炉
本事故例は、細管事故の例として特に重大な意味を持つ。この原子炉は電気出力四九万七〇〇〇キロワツトで、ウエスチングハウス社製の蒸気発生器を有し、本件伊方原子炉と全く同型であり、一九七〇年一月に運転開始している。一九七一年までには、細管を溶接してある管板が破損を起し、放射能を漏洩させた。更に一九七二年の終りまでには、一九三本の細管で応力腐力腐食及び減肉を起している。そして一九七四年九月に二次冷却水処理法を、それまでリン酸塩法であつたのを、揮発性物質法に変更した。ところが翌年の一九七五年二月末に、蒸気発生器細管の大破損が生じたのである。


すなわち、二月二六日の深夜、全出力運転中に、突然一次冷却材圧力が減少し、充填ポンプの回転数が昀大になつた。このとき一次冷却材の減少が毎分五〇〇リツトルも生じていたのに、ブロ－ダウン系モニターや、空気抽出器系のモニターは有効に働かず、事故発生初期には、以前に、充填ポンプから一次冷却材が漏れたことがあつたため、今回も、充填ポンプのシールが破れたと判断して、一台の充填ポンプを隔離した。しかし、一次冷却材の流出は止まらないので、運転員が、携帯用モニターをもつて空気抽出器のフイルタの所と、ブローダウン配管の所で、直接放射線線量を測定し、それぞれ、一レム、五〇ミリレムの放射線があることが分つたのである。
この時点で、Ａ、Ｂ二つあるうちのＢ蒸気発生器で、一次冷却材が漏れていると判断して、ブ口ーダウン系を閉鎖し、原子炉も出力を停止した。その後、Ｂ蒸気発生器の主蒸気停止弁を閉じた後、健全なＡ蒸気発生器を使つて、一次系の冷却と減圧を実施した。この間、流出した一次冷却水を補給するため、充填ポンプだけでは追いつかず高圧注入ポンプも使用して、原子炉内の一次冷却水の水位を確保した。そして、Ｂ蒸気発生器を隔離した後、残留熱のため、その内圧が上昇し大気放出弁が開いて、直接汚染した蒸気が、外部へ放出されるのを防ぐため、復水器に通じるバイパス弁を開き、汚染蒸気を復水器に送つて冷却すると同時に放射能を捕集する措置をとつた。しかしこうした措置によつても、もちろん、希ガス放射能の除去は不可能で、約二二六〇キユリーもの放射能が大気に流出した。この事故で昀終的な措置が完了したのは、事故発生後七時間後であつた。
その後の調査の結果によると、一本の細管で二箇所に、約五ミリ×一〇ミリ、及び四ミリ×二〇ミリの大穴が生じていた。これと同時に九〇パーセント以上の減肉細管がそのほかにも二〇本も存在していた。細管の破断面積は完全なギロチン破断に比べて１／４から１／５と思われるが、それでも冷却材の流出量は四〇～五〇トンに達している。
もし充填ポンプが一台でも作動しなかつたとすれば、原子炉内の一次冷却材の水位の低下は著しく、更に、外部電源が喪失されるという事態が重なれば、蒸気発生器による一次冷却材の冷却も著しく阻害され、原子炉内圧力の低下が遅れて、炉心溶融も不可避であつたろう。
この事故では、一本の細管の二箇所に同時に、大穴があいたのであるが、このことは、二本の細管に一箇所ずつ大穴があいたことに相当する。つまり、同時複数本の細管の破断の現実性を示している。
更に、細管腐食の原因は、リン酸ソーダを二次冷却水処理に使つていたときの残留腐食生成物のためとされているが、二次冷却水の処理法をリン酸塩法から、揮発性物質法に変更してから、僅か半年で細管の大破損が発生したということは、揮発性物質法の有効性に疑問を投げかけることになつた。
（五）　右にあげた例のほか、高浜一号、西ドイツのＫＷＯ（オブリヒハイム）、アメリカのロビンソン二号、インデイアン・ポイント一号などで、細管の材料がステンレス、インコネルの如何を問わず、また、二次冷却水の処理もリン酸法によるか、ＡＶＴ法によるかを問わず、多発していることは周知の事実である。右にあげた諸事例が示すように、本件伊方原子炉と同型のＰＷＲについては、蒸気発生器細管破損事故は、いまや、国内、外の先行原子力発電所で多発し、それらの欠陥蒸気発生器は、ＰＷＲの信頼性を損う昀大の原因となつている。
三　ずさんな安全管理
４　妥当性を欠いた「設計上の配慮」
（三）　水処理がすべてではない
揮発性物質法に期待がかけられている昀大のよりどころは、美浜など、国内、外各地で発生している減肉腐食は、化学作用によるものであり、その要因はリン酸塩である、との推定である。
しかし、すでに明らかにしたように、蒸気発生器細管の損傷要因は、化学作用による減肉のみではない。減肉腐食についても、化学的な作用によるのみではなく、蒸気発生器内の二次冷却材の激しい流れによる削り取り作用、あるいは、その流れの中で発生する泡がもたらす、いわゆるキヤビテーシヨン腐食なども、減肉の原因として考えられている。美浜などに発生した減肉も、リン酸塩などの化学物質のみによる腐食作用であるとは、まだ決して証明されていないのである。更に減肉以外の、主としてヒビ割れや、一挙破断という型で発生すると予想される、応力腐食や疲労破壊も、細管のギロチン破断をもたらす有力な原因となつている。
右にあげた種々の損傷要因は、本件原子炉ないしはそれと同型のものに設備された蒸気発生器の作動条件、すなわち、その内部を流れる、大なり小なり腐食的な雰囲気を持つた二次系の二相流がもたらす、苛酷な熱的ないしは機械的な作用によつて生み出されるものである。したがつて、細管損傷の発生は、現在の蒸気発生器の構造や作動条件を抜本的に変更しない限り、不可避である。水処理の方法を手直しすることによつて、腐食の形態や出現の模様に多少の変化が見られたとしても、それは抜本的解決からほど遠いものである。
第四　原子炉圧力容器及び一次冷却系配管の危険性
二　圧力容器の中性子照射による脆化
（二）　脆化の状態をは握することの困難性
材料の脆化は、中性子照射時の温度によつてその度合が異なるところ、圧力容器壁と監視試験片ではその位置により温度差が存し、その温度差は監視試験片の脆化の程度を圧力容器壁の脆化より相当下まわつたものにしている。また、寸法効果を考慮すると、監視試験片の脆化によつて炉壁の脆化を評価することは一般的には過小評価となる。また監視試験片の脆性遷移温度の試験結果でも、ばらつきが多い。
したがつて、監視試験片の脆化を調べても、これをもつて圧力容器壁の脆化とみなすことはできず、また、監視試験片の脆化の程度を何倍かに見積つて圧力容器壁の脆化の程度を推測するにしても、その見積りのための計算式は何ら実証性もなく、正確性も確認されていない。
結局、圧力容器の中性子照射による脆化の程度をは握する唯一の方法である監視試験片による検査には、何らの正確性もなく、これによつて脆化の程度をは握することはできない。
したがつて、前記（３）の基準にいう「健全性を評価するための試験および検査ができるような設計であること」なる要件を充足していないことは明らかである。第五　緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）││安全装置が働かない││
三　本件ＥＣＣＳ審査基準
２　三項目基準


右審査指針の「燃料被覆の溶融を防止できるような設計であること」なる基準だけでは、抽象的にすぎ、更にその内容を補充する細則たる具体的な基準がなければ、ＥＣＣＳの機能と有効性を判断することは不可能である。本件審査当時には、未だ右の具体的なＥＣＣＳ基準は公式に定められていなかつたが、被告によれば、次の三項目が基準とされた（それは昭和四七年一〇月、審査会において内部的に定められたもののようである。）。
（１）　燃料被覆が著しく破損しないこと。
（２）　事故の全期間にわたり炉心の適切な冷却が確保されること。（３）　著しい金属││水反応を起さないこと。
そしてその具体的内容としては、
（１）　核分裂生成物流出に寄与する破損燃料被覆の全燃料被覆に占める割合が十分小さいこと。
（２）　炉心内の燃料体の被覆管の昀高温度はいずれも摂氏一二〇〇度を上まわらないこと。
（３）　金属││水反応が炉心の全燃料の被覆管の一パーセント以下にとどまること。
である。
なお、注意すべきことは、右三項目基準に類似するものとして、次の基準が存するが、右三項目基準と区別すべきことである。
（イ）　昭和五〇年五月、原子力委員会で公式に定められた「軽水型動力炉の非常
用炉心冷却系の安全評価指針」
（ロ）　アメリカＥＣＣＳ暫定基準（一九七二年（昭和四七年）六月制定）被告は、本件審査に用いられた基準につき、初めて「暫定指針」なる名称を使つてきており、一見、右（イ）（ロ）の基準にまぎらわしいが、右「暫定指針」なるものの内容は、前記三項目基準であると解する外はないので、以下では、「三項目基準」の名称を使い、その内容に従つて検討を進める。
３　本件原子炉ＥＣＣＳ審査基準の不当性
（一）　不明確な燃料被覆破損基準
本件ＥＣＣＳ安全評価の審査に採用された基準項目（１）は、「燃料被覆が著しく破損しないこと」、具体的には、「破損燃料被覆の全燃料被覆に占める割合が十分小さいこと」を要求している。しかし、項目（１）の「具体的」要求さえ「割合が十分小さい」としか規制していないため、それは定量性を欠き、恣意的な解釈の余地を残すことによつて、項目の字面が与える厳しさを、その適用に当つて骨抜きにすることを可能にしているのである。
（二）　炉心の冷却は確保されない
本件安全審査に用いられた、ＥＣＣＳの安全評価の基準の（２）は、「事故の全期間にわたり炉心の適切な冷却が確保されること」、具体的には、「炉心内の燃料体の被覆管の昀高温度はいずれも摂氏約一二〇〇度を上まわらないこと」を要求している。しかし、たとえ被覆管の温度がある時点まで、一二〇〇度Ｃ以下に保たれていたとしても、一たん燃料棒が破壊されれば、炉心の形状が崩れ、その冷却は不可能になり、被覆管温度も上昇して、炉心溶融に至る。したがつて、被覆管の温度の規制だけでは、ＥＣＣＳの有効性の判断基準としてはまつたく不十分であり、炉心に作用する力の大きさ、及び被覆管の脆化や酸化に伴う劣化の程度などについても、明確な基準が必要である。
（三）　水素の爆発は防げない
本件安全審査におけるＥＣＣＳの安全評価の審査に当つて採用された基準項目（３）は、「著しい金属││水反応を起こさないこと」を求め、具体的には、「金属││水反応が炉心の全燃料の被覆管の一パーセント以下」に押えることを指示している。
ところが、水素は、空気と混合して約四パーセント以上の混合比になると爆発を起こすようになる。こうした爆発条件が、ジルコニウム││水反応の割合を一パーセントとしておけば起こらないという保証はなく、特に、軽い水素が集まると予想される格納容器上部では、爆発の可能性は大きい。
（四）　本件ＥＣＣＳ審査基準として用いられた前記三項目基準は以上の次第で、炉心溶融を防ぐ保証とならず、安全設計審査指針ＩＩＩ六・二の「燃料被覆の溶融を防止」するための基準としては、違法不当なものである。このような違法な基準を用いてなされた本件審査は、本件ＥＣＣＳの安全設計審査指針適合性判断を誤らしめ、結局規制法二四条一項四号適合性の判断を誤らしめたものとして、本件審査自体を違法ならしめるものである。
第五章　本件許可処分の内容の違法性（その三）││立地選定の誤り││
第四　本件原子炉事故による災害の過小評価
四　本件災害評価の具体的誤り
３　本件安全審査における推定災害の不当性
（一）　右に指摘した様々の恣意的な前提や仮定を採用することによつて、当然ではあるが、本件安全審査が認めた推定災害は、極めて低く、設置者である四国電力本位のものとなつている。立地審査のための災害評価が、もし、原告ら周辺住民の立場からなされるのであれば、それは、被告が採用した前提や仮定と、全く違つたものになつたであろう。その一例として、本件立地条件も考慮した想定事故における災害評価の過程と結果とを、後述（五）する。しかし、その前に、ここでは、本件安全審査における想定事故による災害の評価に際して採用された諸仮定が、いかにご都合主義なものであり、不当な推定災害をもたらしているかを明らかにするために、できるだけ、本件安全審査の想定事故と類似した事故経過を選び、前記２で指摘した恣意的な諸仮定を改めることによつて、どのような結果が得られるかを示す。
（二）　一次冷却材喪失事故
一　次冷却材喪失事故の発生原因を不問に付し、一次冷却材大口径配管だけが、その低温側で破断するという全く恣意的で本件安全審査におけると同様の事故を仮りに想定する。右の４・（二）・（１）で明らかにしたように、この想定で、しかも、本件安全審査で採用した条件で、ＥＣＣＳが作動したとしても、炉心の溶融は「技術的に起り得る」ものとして想定する必要がある。その条件を共通にした上で、「重大事故」と「仮想事故」とを、本件安全審査に類似した事故経過によつて想定し、そのそれぞれについて、仮りに災害を評価する。
（１）　「重大事故」


炉心溶融が起こると、格納容器は必らず何らかの損傷を受ける。ここでは、本件災害評価と比較できるように、敢えて昀も甘い仮定を用いることにし、圧力容器、格納容器の底部が、溶融した炉心によつて貫通されるだけで格納容器上部は大きな破損を受けないし、種々の工学的安全装置は、機械的にも熱的にも損傷を受けないと仮定する。ただし、炉心溶融によつて、本件「重大事故」時の五〇倍の放射能は格納容器内に放出されるとする。こうした事故経路について、環境へ放出される放射能量な計算するが、計算に用いる種々の仮定についても、現行災害評価で与えられている仮定の本質的な非科学性はここでは問わないこととし、先に示した我が国の同型炉の災害評価に用いられている仮定のうちで一応一番厳しくなつている値を採用することにする。すなわちここで使用する仮定は次のようなものである。格納容器漏洩率¨〇・五パーセント（事故後一日）（本件の場合〇・三パーセント）
〇・・二五パーセント（二～四日）（本件の場合〇・一三五パーセント）ドームから直接漏洩する割合¨　一〇パーセント（本件の場合三パーセント）この他の仮定については、格納容器スプレイや、アニユラス空気再循環設備等は皆、本件災害評価で期待されている通りの性能を持つことにする。以上のような仮定の下に、環境へ放出されるヨー素の量を計算してみると、三八〇〇キユリーとなり、本件災害評価で「重大事故」時に放出されると評価されている二〇キユリーに比べて、およそ二〇〇倍もの放出量となる。更に、これによる周辺住民の被ばく線量を評価するに当たつても、基本的には本件災害評価で用いられているやり方をそのまま用いることにするが、放出に当たつては地上放出（本件災害評価では地上高さ六八メートルの点からの放出）を仮定し、風速も一・五メートル毎秒（本件災害評価では二・五メートル毎秒）という値に修正する。以上の条件の下で得られる敷地境界での小児甲状腺被ばく線量は、一二〇〇レムとなり、非居住区域に対する「めやす線量」　一五〇レムをはるかに超えた致死線量となる。
更に、先に述べた食物連鎖から受ける被ばく線量を考えると、固体状放射性物質の粒度が大きい場合、小児の受ける被ばく線量は、吸入によるもののおよそ一〇倍になる。したがつて、敷地境界の小児甲状腺線量は、吸入によるものから一二〇〇レム、食物連鎖によるものから一万二〇〇〇レム、合計一万三二〇〇レムという、実にばく大な大きさになつてしまうのである。
このように、あくまでも本件災害評価と同じような事故経路を考え、工学的安全装置の作動を考えたとしても、一次冷却材喪失事故の発生を考える限り、「めやす線量」　は全く満たされないのであり、本件災害評価がいかにずさんなものであつたかが解るのである。
（２）　「仮想事故」
「仮想事故」の想定に当たつても、「重大事故」を想定した場合と同じ考え方で行う。すなわち、原因として地震など、共通モード故障が問題となる事象は考えない。更に、本件災害評価で作動が仮定された工学的安全装置は、すべて同じように働くと仮定する。
「重大事故」の場合には、炉心溶融はしたものの格納容器が貫通されただけで、格納容器上部等は損傷を受けないと仮定した。そのため格納容器の漏洩率については、現行の安全審査の災害評価で実際に用いられたことのある値を用いた。しかし「仮想事故」では、溶融炉心による格納容器の地上部分の破損をつぎのように考慮する。炉心はほぼ一時間程度で全て溶け、ばく大な量の水素と蒸気が発生する。このうち蒸気については、格納容器スプレイや格納容器熱除去系が作動していれば、それは凝縮してさほど問題とならないと思われる。しかし、水素については、それが充分な漏洩率でもつて環境へ放出されない限り水素爆発を惹き起こす。それを防ぐために必要な漏洩率は二〇〇パーセント／日と考えられている。水素爆発が起きると仮定すると、余りにも大量の放射性物質が環境に放出されることになるので、ここではそうした大事故を想定することを避けるため炉心が溶け終わる頃である事故後一時間たつた時に、格納容器が小破損し、以後は格納容器の漏洩率を二〇〇パーセント／日と仮定する。それまでの漏洩率は平常運転時と同じと考えて〇・一パーセント／日とする。また、ドーム部からの漏洩割合は重大事故と同様に一〇パーセントとする。
格納容器スプレイについては、本件災害評価と同じように有効に働くとするが、アニユラス空気再循環系については、アニユラスに漏洩してきたものの全量をそのまま排気すると仮定する。ただし事故後昀初の一〇分間以外はフイルターの効果を考慮し、ヨー素に対する除去効率を本件災害評価と同じく九〇パーセントとする。以上の仮定は、原因に関係する「共通モード故障」を考えない点、すべての工学的安全装置が全て作動すると考える点、水素爆発をおこさないように考えた点等、どの点をとつても非常に甘い仮定であると言える。ところが、このような仮定を用いても、ヨー素の放出量は五〇万キユリーとなり、重大事故を想定した時と同じ気象条件を用いても、敷地境界の成人甲状腺被ばく線量は三万一〇〇〇レムとなるし、食物連鎖からによるものをこれと等しいとする上、更に四万レムの被ばくが加わつて合計六万二〇〇〇レムもの成人甲状腺被ばく線量になり、「めやす線量」三〇〇レムをはるかに超え、生存はもちろん覚つかなくなるのである。このように、一次冷却系配管のギロチン破断が起つた場合、たとえＥＣＣＳやその他の工学的安全設備が全て作動したとしても、炉心の溶融は避けられず、その結果周辺住民が受ける被ばく線量はばく大なものとなるのである。本件安全審査における被ばく評価との著しい差は、本件審査の不当性を示すものにほかならない。
（三）　蒸気発生器細管破損事故
（１）　重大事故
先にも述べた通り、「重大事故」を「原子炉立地審査指針」の規定に従つて「技術的見地からみて、起こりうると考えられる重大な事故」として定義するならば、蒸気発生器細管破損事故として想定すべきものは、まさに多数の細管が同時に破断するという事故であろう。しかし、そうした事故をここでは敢えて考えず、本件安全審査で仮定されているようにわずか一本の細管だけが破断するという事故を想定する。更に、こうしたたつた一本の細管しか破断しないとしても、この事故経過は、極小破断ＬＯＣＡに進展する可能性があるが、そうした可能性もここでは敢えて無視する。したがつて、ここで想定する「重大事故」は極めて大きな過小評価になつている。


事故経路における具体的仮定についても、本件災害評価で用いられている仮定をそのまま用いるが、但し、有機ヨー素の低減率と、無機ヨー素のＲｅｌｅａｓｅ　Ｆａｃｔｏｒについては、全く根拠がないので、いずれの数値も一とする。こうした仮定の下でヨー素についての環境への放出量を評価すると、二八〇〇キユリーとなり、本件災害評価の六一キユリーという値に比べれば五〇倍近い値になる。
更に、被ばく線量の評価に当たつては、本件災害評価では風速二メートル毎秒という値が用いられているのを一・五メートル毎秒に修正する。そうした場合、敷地境界での小児甲状腺被ばく線量は、二〇〇〇レムとなり、これに、先に述べた食物連鎖からの被ばくを一〇倍として加えれば、二万二〇〇〇レムもの小児甲状腺被ばく線量になり、この場合も「めやす線量」をまつたく満たさない。
（２）　仮想事故
仮想事故についても、重大事故を想定した場合と同じように、細管同時多数破断や極小ＬＯＣＡについては考えず、本件災害評価で想定された仮想事故と同じ事故を仮想事故として想定する。
事故経路で用いる仮定も、本件災害評価で用いられているものをほぼそのまま用いるが重大事故の場合と同じように、有機ヨー素の低減率と無機ヨー素のＲｅｌｅａｓｅ　Ｆａｃｔｏｒについてはいずれも一とする。
以上のような仮定の下で、環境へ放出されるヨー素量を計算すると一万一〇〇〇キユリーとなり、本件災害評価で得られている三五九キユリーという値と比べれば、この場合も三〇倍もの値になつている。
更に、このような仮定をする場合、ヨー素は三〇分以内にすべて放出されることになるので、大気拡散については三〇分以後の条件を考えず、三〇分までの拡散条件についても、風速二メートル毎秒という値を一・五メートル毎秒に修正する。こうして計算すると、敷地境界における成人甲状腺被ばく線量は、実に二〇〇〇レムにもなり、更に食物連鎖からによるものを同量二〇〇〇レムとして加えると成人甲状腺被ばく線量は四〇〇〇レムとなり「めやす線量」の三〇〇レムをはるかに超え、致死傷害をもたらす。
以上のように蒸気発生器細管破損事故についても、本件災害評価の本質的な不充分性を全く問題にせず、あくまでも本件災害評価に沿つた評価法をとつたとしても、やはり「めやす線量」すらまつたく満たされず、本件伊方炉の設置はとうてい許されないのである。
五　予想し得る災害の評価
右に詳述にしてきたように、本件安全審査における立地審査のために、四国電力より提出された「重大事故」及び「仮想事故」の想定、並びに、それらの事故が周辺住民にもたらすと推定される災害の評価は、本件伊方発電所の設置を前提として、きわめて恣意的になされたものであるにもかかわらず、審査に当つた安全審査会は、それらを無批判的に承認したといわざるを得ない。それらの審査に当つては、本件伊方原子力発電所と同型の先行原子力発電所で明らかになつた、蒸気発生器の重大な欠陥を示す諸事実を全く考慮せず、また、一次冷却材喪失事故時における炉心溶融の経過と結果とを不当に評価するなどして、恣意的な事故想定と事故経過とを承認した。更に、想定事故による災害の評価に当たつては、放射能の環境への散逸を防ぐために設けられている安全防護設備が、いかなる事故にあつても、その有効性を安全に保つている、といつたご都合主義的な仮定を設けたり、安全審査に当たつた委員すら答えられないような、わけのわからない数値を持ち込んで環境への放射能放出量を桁違いに引き下げるといつた、周辺住民の放射線被ばく推定量を「めやす線量」以下に抑えるための作為的な操作も、全く問題にされなかつたのである。
こうした、国民を欺き審査の名に値しない審査は、主として原子力委員会の怠慢に由来する、現行の「立地審査指針」の曖昧さをいいことにしてなされたものであり、事故による災害を蒙る立場にある原告らにとつては到底承服し難いものである。現行の「立地審査指針」は、それを原子力委員会に答申した原子炉基準安全専門部会も認めているように、きわめて定性的であり、本件安全審査におけるように恣意的に運用される余地を残していることは明らかである。しかし「立地審査指針」は、他の産業に類を見ないような原子力発電所に特有な危険性を考慮して、「万一の事故に備え、公衆の安全を確保するため」に設けられたものであることも疑いない事実である。したがつて、たとえ「立地審査指針」が不備であつても、それを適正に運用していたならば、当然、本件伊方原子力発電所の設置は不可能であるとの結論に導かれたであろう。以下にこのことを証する。
１　本件安全審査における事故想定の誤つた前提
右に述べたように、本件伊方発電所の設置は、「原子炉立地審査指針」に規定された「原則的立地条件」を充たしていなないために、当然不許可になるべきであつた。にもかかわらず本件安全審査では、「原則的立地条件」の適否の判断がなされないままに、「立地審査の指針」に適合しているかどうかを判断するためと称して、「重大事故」及び「仮想事故」を想定し、それらの事故による周辺住民の被ばく線量を推定し、それらが「原子炉立地審査指針」にとり入れられている被ばく線量の基準、すなわち、「めやす線量」を上回らないかどうかの審査が行なわれた。「原則的立地条件」をないがしろにした、このような審査過程は、重大な誤りを含んだ不当なものである。しかし、かりに百歩譲つてこのような審査の進め方を認めるとしても、事故想定の前提となるべき条件の設定について、本件安全審査は更に重大な誤りを犯している。それは、本件伊方原子力発電所の立地条件に由来する危険を全く評価していないということである。
安全審査会は「地震面からみた原子炉の立地条件の適否の判断は、予想される地震と、これに対する技術的工学的対応度の総合的検討に基づいてなされる」との、ご都合主義的な見解で「原則的立地条件」の規定を無視した。しかし、現在の科学技術水準の限界に由来する「総合的検討」の不正確さが、とり返しのつかない災害を周辺住民にもたらすことを防ぐためにこそ、「原則的立地条件」が設けられているのである。したがつて、もし「原則的立地条件」の判断を避け、想定した事故による災害評価を審査する際には「総合的検討」の不正確さを反映した、何らかの条件を設定することは昀低限必要なことである。しかるに本件安全審査においては、「予想される地震」の過小評価に基づいた「総合的検討」を行うことによつて、本件伊方原子力発電所の危険な立地条件を、事故の想定に際して無視するという許し難い不当な方法が採用されたのである。


本件安全審査においてなされたという「総合的検討」とは何か。それはつぎのような内容である。「過去の地震歴等からみて、当該敷地に昀大の地震動をもたらした地震の、原子炉施設の基礎岩盤における加速度は一六五ガルと推定され、また、地盤については、新鮮かつ堅硬な岩石で構成されており、地震が発生した場合に基礎岩盤の破壊を招くような断層はみられなかつた。このような検討結果等を踏まえ、本件伊方発電所の耐震設計に当たつては、安全上重要な施設について設計加速度二〇〇ガルを採用しており、更に、その中でも特に重要な格納容器及び原子炉停止機構については、三〇〇ガルの場合でもその機能を保持できるような設計を行なうこととしているのである」。すなわち、過去に発生した地震がもたらした地震動の昀高のものは、本件敷地の基礎岩盤に対して一六五ガルの加速度を与えたものであつたと推定し、「安全上重要な施設」については二〇〇ガルを、更に「格納容器及び原子炉停止機構」については三〇〇ガルを設計加速度として、それに耐える設計をすることになつているので、「予想される地震と、これに対する技術的工学的対応度」は完全であると判断されている。したがつて、本件立地条件にとつて特に重要な地震の影響については、「重大事故」や「仮想事故」の想定の際にも考慮する必要はないとされているのである。
本件安全審査における事故想定の、右に述べるような大前提、すなわち、本件敷地岩盤については、過去に、一六五ガル以上の地震動はあり得なかつたし、二〇〇ガル、一部は三〇〇ガル、の地震動に耐える耐震設計が施されているから、地震による事故の想定は不必要との断定が、いかに誤つたものであるかを次項に示そう。２　本件安全審査における「予想昀大地震動」の不当性安全審査会が「本件敷地に昀大の地震動をもたらした地震の原子炉施設の基礎岩盤における加速度は一六五ガル」と推定した根拠は、「これら（過去）の地震の中で当該敷地に昀も大きな地震動をもたらしたものは、伊予宇和島地震（一七四九年五月二五日、マグニチユード七・〇、震源距離三三キロメートル）と推定され、右伊予宇和島地震の際の当該敷地内の基礎岩盤における加速度は、金井式（近距離の地震については同種の計算式の中で昀も大きな加速度値が示される計算式）によつて計算した結果」であるとみられる。
しかしこの推定に、第二の二の１で論証したように、安全を優先する立場からは、明らかな過小評価と判断できるものである。その理由はつぎの二点に要約できる。その一つは、震源距離の恣意的な推定である。
これまでのところ、過去の地震の震源の深さの推定にはよい方法がないが、昀近ではマグニチユードと深さを対比させる方法がとられ、マグニチユードと深さとの関係をあらわす曲線が用いられている。この曲線から、いま問題となつている伊予宇和島地震のマグニチユード七・〇の値に対応する震源の深さを求めると、約一〇キロメートルという値が得られる。本件のように、安全確保を何よりも優先させなければならない場合には、当然に、よりきびしい地震動を与える震源の深さをすなわち、右に述べた約一〇キロメートルの値を採用しなければならないことはいうまでもない。震源の深さを一〇キロメートルととると、震源距離は約一七キロメートルとなり、金井式によつても、推定される地震動は約三四〇ガルとなり、安全審査会の推定値一六五ガルの二倍以上となるのである。
地震動による本件敷地基礎岩盤の加速度についてのもう一つの誤りは、採用した金井式の不確かさである。すなわち、金井式は電源距離を用いて地震による加速度を推定するのであるが、昀近の研究が示すように、地震の原因となつた断層との距離が重要であり、歴史上の地震で断層の位置が不明確なものでは、むしろ震央までの距離を用いた金井式によつて、岩盤加速度を推定すべきである。したがつて、いま問題となつている伊予宇和島地震についても、その震央距離一四キロメートルを用いて岩盤加速度を推定する方が、震源距離を用いるより、より合理的であり、安全優先の立場から見ても、より妥当であるといえる。震央距離で置き換えた金井式によつて、本件敷地岩盤に対する伊予宇和島地震による加速度を計算すると、約四二八ガルの値が得られる。この値は、被告の推定値一六五ガルの二・五倍以上にもなつているのである。
右に述べたように、本件敷地における過去の昀大地震動についての安全審査会の推定値一六五ガルは、伊予宇和島地震を昀大地震として採用しても、明らかに過小評価であるといわねばならない。
（１）　我が国における過去の地震歴からの推定
我が国における地震動の分布は、ある一定期間中に発生し得る期待値図として、いくつかのものが発表されている。その中で、採用データの点で正確度が高いとされている「後藤マツプ」と呼ばれている七五年期待値図によると、本件敷地周辺では、卓越周期を〇・三秒ととると、三九〇ガルという高い値が予測されている。
（２）　巨大地震による地震動の推定
四　国沖・南海トラフを震源地とするこれまでの昀大規模の地震は、六八四年に発生した土佐沖地震である。この地震は本件敷地から約一九〇キロメートルの地点で発生し、マグニチユード八・四という巨大な地震であつたと推定されている。安全審査会はこの地震については、本件敷地に対して昀大加速度四五ガルを与えただけとの四国電力の評価を認めて、全く問題にもしていない。右加速度の推定は、金井式によつて行われたが、よく知られているように、金井式は遠距離地震に対しても加速度推定の精度が悪い。同じ土佐沖地震について、金井式でなく、「本四架橋設計指針」で想定された方法に従つて、本件敷地に与えたと考えられる地震動を推定すると、震源距離推定の不確かを考慮して、三七一～一〇六三ガルという巨大な値が得られている。
（３）　中央構造線地震による地震動の推定
中央構造線は、巨大地震の震源地となり得る大活断層である。中央構造線の部分の有効な長さは確定されていないので、これまでに提案されているその昀小値、一〇〇キロメートルを採用するとしても、マグニチユード八・二の巨大地震の発生が予想され、震源地点が、たとえ本件敷地から五〇キロメートルも離れていたとしても、卓越周期〇・五秒に対して、その地震による加速度は三一〇ガルにも達すると推定される。
右に示したように、本件敷地については、過去の昀大地震動として安全審査会が推定した一六五ガルはもちろん、余裕をみて採用したという設計加速度の二〇〇ガルあるいは三〇〇ガルさえも上回る地震動を予想しなければならないことは明らかである。したがつて、設計加速度に基づいた耐震設計が施されているから、本件伊方発電所では、地震による事故は発生しないし、その耐震設計が大丈夫だとし、事故の解析は必要ないと判断した本件安全審査は、地震及びそれによる岩盤加速度の推定に、まだ未解明の不正確さが残されていることを利用した恣意的なものである。


３　想定すべき事故と災害の評価
現在の原子力発電技術の段階では、本件伊方発電所について、原告ら周辺住民に昀大の被害を与えるものとして、想定しなければならない事故は、炉心溶融をひき起こす一次冷却材喪失事故である。後述するように、それに至る経路はいくつか予想されるが、本件敷地に関して昀も重大な自然条件となつている地震の影響についての被告の評価が、右に述べてきたように、きわめて恣意的かつずさんなものであることを考慮すると、地震の発生によつてひき起こされる一次冷却材喪失事故を想定して、本件立地条件の可否を検討することが、もつとも正当な方法である。過去の地震から推定され、しかも、今後も本件伊方発電所の予想される耐用年数（二〇～三〇年）と比較し得る期間内で起こり得ると予測される地震動を想定し、本件安全審査によつて認められた本件原子炉及び関連諸設備・機器に対する耐震設計の条件下で一次冷却材喪失事故が、どのように発生し、進展し、そして、どのような災害を原告ら周辺住民に与えるかを評価することは、けつして架空の想定ではなく、まさに、現行の「立地審査指針」に指示されている、「敷地周辺の事象、原子炉の特性、安全防護施設等を考慮し、技術的見地からみて、昀悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大な事故」とその災害の評価にほかならない。以下に、原告らからみて、本件伊方原子力発電所について昀低限想定すべきであると考えている想定事故と、それによる災害の評価について詳述する。
（一）　想定すべき地震動
前記２で示したように、本件安全審査において、本件敷地の基礎岩盤に対する昀大加速度を一六五ガルであると推定したことは、原告ら周辺住民の安全を確保する立場からはまつたく不当なものである。過去に本件敷地の岩盤に昀大の加速度を与えた地震として、被告が採用した伊予宇和島地震をとるとしても、さきに明らかにしたように、それが与えた加速度を、王五〇～四三〇ガル程度と推定することが、現在の地震動に関する研究の成果な取り入れた、より合理的で妥当なものである。伊予宇和島地震はマグニチユード七・〇と推定されていて、本件敷地周辺で発生している大地震の平均的な大きさである。更に、地震発生の周期の研究結果からは、本件敷地周辺では、約五二年の周期で、平均マグニチユード七・一程度の地震は発生し続けており、しかも現在は、そうした地震発生のためのエネルギーが、十分に蓄えられていると推定されている。
右に述べたように、マグニチユード七程度の地震が、本件伊方発電所の耐用年数内に発生する危険が、現実的なものとなつていることと、そのクラスの過去の地震による岩盤加速度の推定の妥当性と安全余裕とを考慮して、ここでは四五〇ガルの基礎岩盤加速度を、本件敷地に対して昀低限想定すべき地震動とし、それによつて、本件伊方発電所の設備・機器がどのような影響を受け、どのような事故と災害を、原告ら周辺住民にもたらすかを、以下に検討することにする。
（二）　本件耐震設計の有効性
本件原子炉施設の耐震設計に関しては、「原子炉特有の慎重かつ厳しい設計方針が講ぜられている」　ので、耐震設計上考慮すべき「地震が施設に及ぼす地震力によつても、その施設が破損され公衆に放射線障害を及ぼすことがない」とされる。そしてこのことは、「主要施設は基礎岩盤に二〇〇ガルの加速度を受けても何ら損傷せず、また、格納容器等特に重要な施設は、基礎岩盤に三〇〇ガルの加速度を受けても、当該施設に課されている機能は十分果たされるという意味」であるとされている。
要するに、第一に、現在の建築基準法を上回る静的解析と、第二に、設計地震動を用いた動的解析とによつて、本件原子炉施設のうちの「重要な施設」の耐震設計は保証されているというのである。しかし、本件安全審査に用いられた資料によつては、「主要施設は基礎岩盤に二〇〇ガルの加速度を受けても何ら損傷せず」との保証の確かさも、更に、二〇〇ガルを越える地震動に対して、「主要施設」の機能がどの程度維持されるかも、全く不明である。
本件原子炉施設の耐震設計についての第二の保証である動的解析の余裕性についても、その確かさは不明である。その解析の余裕さを保証するものとして、「設計地震波の昀大加速度」の余裕のある設定と、「設計応答曲線の作成に当たつての余裕」の二つがあげられている。しかし、前者の保証条件については、すでに、前記２で明らかにしたように、安全審査会が恣意的に評価した結果にすぎない。後者の「設計応答曲線」の余裕性についても、「数種の設計地震波を受けた場合の応答曲線を求め、それらを包絡するような設計応答曲線を作成している」とされるだけで、二〇〇ガルの設計地震動に対して、本件原子炉の「主要施設」が、具体的にどのような状態になり、どの程度まで、それらの機能を維持できるのかについては全く不明なままである。まして、二〇〇ガルを超す岩盤加速度に対して、本件耐震設計がどの程度有効であるかについては評価のしようもない。右に検討してきたように、被告が過小評価した昀大地震動による岩盤加速度二〇〇ガルに対しても、本件原子炉の「主要施設」の耐震設計の有効性は定かでない。したがつて、原告らが前項で想定した、四五〇ガルの岩盤加速度に対しては、安全審査会が分類し、左に示した本件原子炉の「主要施設」は、ほとんど、あるいは完全に、それらの機能を喪失すると考えざるを得ない。
建家及び構築物
原子炉格納容器
使用済燃料ピツト
中央制御室
デイーゼル発電機室
機器、配管類
原子炉非常停止装置
ほう素制御系
一　次冷却系
アニユラス空気再循環系
非常用炉心冷却系
非常用電源系
右機器の制御装置
右の設備・機器のうち、原子炉格納施設と原子炉非常停止装置については、右に示したように、安全審査会は「特に重要な施設」として指定し、三〇〇ガルの岩盤加速度に対しても、それらの「機能は十分果たされる」としているが、その有効性については、他の「重要施設」同様に、定かでないので、四五〇ガルの加速度に対しては、その機能の保証はあり得ないと考えるべきであろう。
（三）　一次冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の態様


前項で述べたように、本件敷地の基礎岩盤に対して予想される四五〇ガルの加速度が地震によつて生じた場合には、原子炉設備とその安全防護設備の機能は、ほとんど、あるいは完全に失なわれるであろう。ただ、このような地震動に対しても、右の諸設備のいくらかのものが生き残る確率は、わずかでも、あるかもしれない。しかし、そのような場合でも、全炉心が溶融し、格納容器が破損して、大量の放射能が環境に放出されるような事故経路は、多数存在している。つまり、このような大事故を引き起こすには、原子炉設備や安全防護設備のすべてが機能を喪失する必要はないのである。このことの理解のために、炉心溶融に至る一次冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）の態様の概要を示しておこう。
ＬＯＣＡの直接的な原因である、一次冷却材圧力バウンダリの破損または開放の態様によつて、ふつう、ＬＯＣＡをつぎの六種に分類している。
（１）　大破断ＬＯＣＡ
口径六インチ（一五・二センチメートル）以上の一次冷却材配管の破断により発生し、緊急炉心冷却装置（以下ＥＣＣＳと略）のうち、蓄圧注入系、または、低圧注入系のどちらかの、すべてが作動しない場合には炉心溶融に至る。
（２）　小破断ＬＯＣＡ
口径二～六インチ（五・一～一五・二センチメートル）の一次冷却材配管の破断により発生し、ＥＣＣＳのうち、蓄圧注入系、または、低圧注入系のどちらかの、すべてが作動しない場合には炉心溶融に至る。
（３）　極小破断ＬＯＣＡ
口径〇・五～二インチ（一・三～五・一センチメートル）の一次冷却材配管が破断し、ＥＣＣＳのうち高圧注入系が全く作動しない場合には炉心溶融に至る。
（４）　圧力容器破損
圧力容器そのものが破損した場合で、すべてのＥＣＣＳが無効となり、無条件に炉心溶融に至る。
（５）　過渡的な変化による一次系の異常
原子炉運転中に、発電所内の熱エネルギーの流れに急激な変化が発生したことによつて、一次冷却材の状態に変化が起こり、それが原因でＬＯＣＡに至る場合で、昀も典型的な例としては、二次冷却水を送るポンプが故障し、蒸気発生器での一次冷却材の冷却が不能となり、圧力過剰になつた一次冷却材が蒸気逃し弁から流出する事故がある。この事故の場合には無条件に炉心溶融に至る。
（６）　接続系での圧力バウンダリ破損
たとえば、接続系の一つである、一次系とＥＣＣＳの低圧注入系との間のバルブが破損したとすると、低圧注入系に一次系と同じ高圧がかかる。低圧注入系には、それに耐える耐圧性が無いから、たちまち破壊され、（１）の大口径ＬＯＣＡに相当した事故に至る。
右のように、せつかくのＥＣＣＳが全く役立たない場合もあるし、そうでない時もＥＣＣＳの一部が作動しなければ炉心溶融に至る。また、右にあげたＬＯＣＡでは、ポンプ系の不作動が炉心溶融を導く場合が多いが、ポンプ系の不作動は、ポンプ自身の故障による場合と、それらの電源が喪失する場合とがあり、設備や機器の故障とともに、電源系統の故障も決定的な要因となる。ポンプなどの重要設備と電源の種類はつぎのようになつている。
外部電源のみに依存しているもの
循環ポンプ
給水ポンプ
復水ポンプ
非常用電源で作動可能なもの
非常用注水系ポンプ
補助給水ポンプ
補機冷却系ポンプ
バルブ等開閉モーター
非常用電源及びバツテリーで作動可能なもの
スイツチ開閉用電源
計測、制御等の電源
右のような電源関係となつているので、地震によつて、たとえば、外部電源と非常用電源とが共に使用不能になると、配管や圧力容器の破断が無くとも、炉心溶融がもたらされることになる。
電源と同様に、電源と諸設備を結んでいる電線類の損傷も、重大な結果をもたらす。電線類の損傷は、機械的な破損とか、火災によつてひき起こされるが、それらを併う地震の際には、その可能性はきわめて大きくなる。右に述べたＬＯＣＡの経過の概要が示すように、全炉心溶融に至る経路は複雑多岐にわたつており、二〇〇ガルの耐震設計加速度で作られている右にあげたすべての設備が、四五〇ガルの想定加速度の発生によつて、ほぼその全能力を失なうときには、全炉心溶融を免れる確率は、きわめて小さいと言うことができる。ところで、安全防護設備の中で、放射能の環境流出を減少させる点で、昀も重要な役割を持つている格納容器は、さきにも述べたように、「特に重要な施設」として、本件でも、三〇〇ガルの加速度に対する耐震設計が施されることになつている。したがつて、四五〇ガルの想定加速度に対しても、生き残る確率は、他の「重要施設」より、いく分大きいかも知れない。しかしながら、たとえ格納容器がかろうじて耐え得たとしても、その内部に存在する溶融炉心のために、昀終的に破損してしまう。その破損経路には、つぎのようなものが考えられている。
（１）　地震による直接破損
（２）　蒸気爆発による破損
炉心が溶融して一つの塊りとなつて圧力容器の底部に落下した場合、もし底部に大量の水があれば、爆発的な水蒸気の発生が起こり、圧力容器のふたを吹きとばし、それが格納容器の頂上部に激突して破損させる。
（３）　水素爆発による破損
溶融炉心と水との化学反応によつて生じた多量の水素ガスが、空気と混合して爆発を起こし、そのために格納容器が破損する。
（４）　格納容器内の気体の圧力の増加による破損
炉心溶融によつて発生する大量のガスと、その加熱とによつて、格納容器内の圧力は急上昇し、格納容器内を冷却する機能を持つたスプレー系が作動しない場合には、その圧力は一時間以内で、格納容器の耐圧限度である、七～八気圧を突破し、格納容器は破裂する。すなわち、二〇〇ガルの耐震設計で作られている格納容器スプレー系が機能を失つている時には、格納容器も、実質的には、三〇〇ガルではなく二〇〇ガルの設計加速度で作られていることになつてしまう。結局、伊予宇和島地震と、強さと位置について同等の地震が発生すれば、四五〇ガルにも達する加速度が、本件敷地の基礎岩盤にもたらされ、一次冷却材喪失事故がひき起こされて、遂には炉心溶融に至ることは、不可避であると言える。


（四）　想定すべき事故の具体的経路と放出放射能量
前節で炉心溶融と格納容器破損の態様について述べたが、環境への放射能放出量を具体的に評価するためには、詳しく事故の経過を時間的に追跡する必要がある。まず原子炉が約一年間全出力運転をした段階で放射能がどのような状態で、どれ位の量存在しているかを検討する。電気出力が五六万キロワツトの場合は蓄積放射能量はおよそ次のようになつている。
希ガス
クリプトン　八七〇〇万キユリー
キセノン　一億一〇〇〇万キユリー
ハロゲン
ヨー素　四億〇六〇〇万キユリー
アルカリ金属
セシウム　七六〇万キユリー
テルル　九七〇〇万キユリー
アルカリ土類
ストロンチウム　一億三八〇〇万キユリー
バリウム　九〇〇〇万キユリー
貴金属他
モリブデン　九〇〇〇万キユリー
テクネチウム　七八〇〇万キユリー
ルテニウム　九九〇〇万キユリー
ロジウム　三二〇〇万キユリー
希土類他
イツトリウム　八一〇〇万キユリー
ランタン　九〇〇〇万キユリー
セリウム　二億三六〇〇万キユリー
プラセオジウム　八四〇〇万キユリー
ネオジム　三四〇〇万キユリー
プロメチウム　三二〇〇万キユリー
プルトニウム　六二〇〇〇キユリー
ジルコニウム　一億八〇〇〇万キユリー
二オブ　九〇〇〇万キユリー
これらの放射能は、健全な燃料棒の中では、大部分がウランペレツトの中に固定されているが、一部は拡散により、ウランペレツトの外へしみだし、被覆管とペレツトの間にあるギヤツプに充満している。拡散方程式などを解いてその量を概算すると、希ガスで三パーセント、ハロゲンで五パーセント、アルカリ金属で一五パーセント、アルカリ土類で一パーセント、テルルで一〇パーセント、その他は無視できる。これらは小規模の燃料棒破損事故の時、その一部が燃料棒の外へ逃げる。地震が起こり、設計加速度以上の地震加速度を受けて、一次系バウンダリが破れると、一五〇気圧、三〇〇度Ｃの一次冷却水は、瞬時に圧力容器から失われ、格納容器内にはき出される。この状態で原子炉の運転は停止されるが、炉心内は冷却材が無いため、燃料棒内の蓄積熱と膨大な放射能による崩壊熱のため、燃料棒の温度は急激な速度で上昇を始める。
この崩壊熱の量は「炉停止直後で平常運転時の熱出力の七パーセント、（炉停止後）一〇秒後で五・六パーセント、　一〇分後で二・六パーセント、二・二五時間後には一・三パーセントになる。」。伊方一号炉の場合は電気出力五六万キロワツト（したがつて、熱出力はその三倍の一六五万キμワツト）であるから、炉停止直後で一一万六〇〇〇キロワツト、一〇秒後で九万二〇〇〇キロワツト、一〇分後で四万三〇〇〇キロワツト、二・二五時間後で二万二〇〇〇キロワツトの崩壊熱による発熱が持続していることになる。もう少しわかりやすく言うと、一キロワツトの家庭用電気ストーブ二万二〇〇〇台分の発熱が、二時間後でも持続していることになる。
このような大量の発熱を除去すべきＥＣＣＳが地震のために作動しなくなつていた場合、燃料棒の表面温度は「一秒間に一一度Ｃ」の速度で上昇し、「三〇～五〇秒」で一一〇〇度Ｃに達する。「被覆材のジルカロイは一一〇〇度Ｃを超えると水蒸気との化学反応が活発となり、温度上昇は加速される。」こうして「約一分で燃料棒の一部が溶け始め（一八五〇度Ｃ）、その後数分で二酸化ウラン（ＵＯ２）ペレツトの溶融が始まる。」。被覆管の破損が始まつた段階で、被覆管と二酸化ウラン（ＵＯ２）ペレツトのすきまに蓄積されていた放射性物質は、圧力容器の中に放出される。「こうして〇・五～二時間で炉心の大部分が溶け（二〇〇〇～三〇〇〇度Ｃ）、圧力容器の底部に落下する。」。この場合、燃料棒が溶けたところから、ポタポタと滴下するのか、全体が溶けるまで支持物に支えられ全体が一体となつて落下するのかは、実験がないので何とも言えない。全体が一度に落ちる場合には、圧力容器底部に水が残つていた場合、大規模な蒸気爆発を引き起こす可能性があり、昀悪の場合は圧力容器の上ぶたを吹き飛ばし、この上ぶたが格納容器に激突して、これを破壊する。この場合には格納容器破損までの所要時間が短く、かつ大口径破損であるために、環境へ放出される放射能量は昀大になる。さて蒸気爆発が起こらなければ、落下した溶融体はなお高出力（二万三〇〇〇キロワツトぐらい）であるため、厚い鉄で作られた圧力容器の溶融貫通が起こる。「これの起こる時間は配管破断から〇・五～三時間と推定されている。」。こうして圧力容器内に一応封じられていた放射能（もちろん一次系の破断箇所からの漏洩もある程度はあるが）はほとんど裸の状態で格納容器の床面に放り出されるのである。この溶融体はなお有り余る発熱量を維持しているので床面のコンクリートを分解し溶かしていく。この時の溶融体の状態は、二酸化ウラン（ＵＯ２）、ジルカロイ、鉄、コンクリートの分解生成物より成り、その中に大量の核分裂生成物と超ウラン元素を含んでおり、その重量は一〇〇トン以上と推定される。溶融体内は激しい対流を起こしており、二〇〇〇～三〇〇〇度Ｃの高温のため、クリプトン、キセノン等の希ガスをはじめ、ヨー素の大部分、テルル、セシウム、、バリウム、ストロンチウム等の揮発性の酸化物は、どんどん溶融体から蒸発し、格納容器内に充満していく。この内比較的沸点あるいは融点の高いものは、凝縮あるいは凝固して格納容器内に霧のような煙霧戴微粒子となつて浮遊し、一部は格納容器内壁に付着する。溶融体から放出される放射性物質は、およそ七億キユリーと推定される。その内訳は、希ガス、ハロゲン、アルカリ金属、テルルはいずれも一〇〇パーセント、アルカリ土類は一一パーセント、貴金属及びその同類は八パーセント、希土類その他は一・三パーセントと評価される。右記の数値には放射性崩壊による減衰が考慮されていないから、実際には全体量は時間経過に応じていくらかは少ない。この段階でもし格納容器スプレイ系が作動すれば、格納容器内に浮遊している煙霧状の放射性物質のかなりの量が、スプレイの水滴と共に格納容器の底に落下する。


この段階で環境への放射能漏洩を防いでいる唯一の壁は格納容器のみとなつている。もし地震で格納容器が倒壊しないまでも、ひび割れがどこかに生じていれば、格納容器内は高温高圧のため、激しい勢いで格納容器内の空気は環境に噴き出し、これと共に放射ガス、煙霧状放射能が外に出て行く。
もし奇跡的に格納容器が地震に耐えて健全に生き残つていた場合は、大量の放射能の環境噴出はかろうじておさえられている。そして格納容器スプレイが健全に作動し、全熱除去系が有効に機能したならば、格納容器内の温度上昇は押えられ、圧力上昇を格納容器の耐圧限度以内に押えることができる。この場合は格納容器のコンクリートベースに落ちた容融炉心によるコンクリートの分解が進行し、一～数日でコンクリートベースを溶融貫通する。溶融炉心と鉄とコンクリートの分解生成物からなる膨大な溶融体は、かくして格納容器から土中へ沈んで行く。この段階で格納容器の気密が地面との接触面で破れ、土中のすきまを通じて格納容器内の煙霧状微粒子は外の空気中に逃げる。この時の放射能漏洩量は、例えば土の厚さを〇・三～一メートルとすると、土による濾過作用のため九九パーセント以上の煙霧状微粒子が除かれるとラスムツセン報告では評価されているが、この除去率は過大評価と考えられる。なぜなら、溶融体が土中に沈降して行く過程で、非常な高温のため急激に土が乾燥し、大きなひび割れが各所に生じるであろうと思われる。このため外部へ通じるガスの通路はかなり広いものになると思われ、したがつて、期待されるような高能率の濾過作用はないと考えるのが合理的である。いずれにせよ、溶融体が格納容器のコンクリートベースを溶融貫通するまで、格納容器が健全性を維持すれば、格納容器内の放射性微粒子はかなり除去された後環境へ放出されることになる。
一方溶融体はなおも高出力を維持しているため、土を分解し、溶かし、ひたすら下へ下へと沈んでいく。これが「チヤイナアクシデント」と呼ばれているもので、アメリカで起つた場合、地球を貫通し、中国にまで到るという冗談から出た名前をもつ事故である。この溶融体は実際には熱バランスからどこまでも沈むことはできずどこかで止まる。地中に停止した溶融体はなおもかなりの放射能を含んでおり、地下水を汚染する。伊方炉の場合は、五〇メートル先にすぐ海岸が迫つているから、短時間（一年以内）に瀬戸内海にばく大な放射能が流れ出すことになる。以上が全炉心溶融が起こつた場合の昀も幸運な場合、つまり奇跡的に格納容器が昀後まで健全性を維持した場合の事故経路であるが、もつと可能性の大きい経路は、格納容器がもう少し前の段階で破損するような以下に述べるような事故経路である。
格納容器が地震に耐え、圧力容器の爆発による頂部破壊も起こらないという点は前と同様である。しかし二〇〇ガルの設計の格納容器余熱除去系がこわれてしまう確率は非常に高い。これが作動しなければ格納容器の冷却は全く不可能となり、格納容器の内圧は溶融炉心の発生する熱のため急激な速度で上昇し、数十分で設計圧力二・五気圧を突破する。圧力は尚も上昇を続け、一～二時間で耐圧限度七～八気圧を超えて、ついには格納容器は破裂する。こうして格納容器内に充満していた揮発性の放射能の大部分が一挙に格納容器の外へ放出されるのである。この場合格納容器に充満している放射能の量は、スプレイ系が作動するかしないかでかなり異なり、スプレイ系の故障の場合が昀悪の事態を招来する。一方溶融体の挙動は、前に説明したのと同じ「チヤイナアクシデント」の経過をたどつて地下水、海洋の汚染に到るのである。
以上あげたいくつかの事故経路のそれぞれについて、本件原子炉炉心に蓄えられることになつている放射能のうち、環境に放出される割合が計算できる。その結果を整理すると、つぎの四種の事故経路に分類できる。
（１）　全炉心溶融が起こり、圧力容器内で大規模な蒸気爆発が発生し、圧力容器ふたのミサイルが格納容器の天井を吹き飛ばす。この場合は大規模な蒸気爆発によつて二酸化ウラン（ＵＯ２）の酸化が著しく起こり、貴金属とその同類の放出が他と比べて多くなつている。
（２）　全炉心溶融が起こり、圧力容器溶融貫通が起こり、格納容器スプレイ系が働かないため、格納容器の冷却ができず、内圧が耐圧限度を超え、格納容器が破裂する。
（３）　全炉心溶融が起こり、圧力容器溶融貫通が起こる。しかしスプレイ系が働いて煙霧状微粒子の放射能除去が行われ、その後格納容器破損が起こる。右の（１）、（２）と比べて固体の放射能（煙霧状微粒子）の除去が著しく効いているのがわかる。
（４）　全炉心溶融が起こり、圧力容器溶融貫通か起こるが、格納容器余熱除去系が働いて、格納容器底の溶融貫通が起こるまで格納容器は破損しない。格納容器内の放射能は、地中から外へ出るので放射能のてい減効果は著しい。
（五）　想定すべき災害評価
右に述べたように、いくつかの考え得る事故経路について、環境に放出される放射能の量が計算される。次にこれらの放射能が周辺住民にもたらす災害の規模を評価する。ここでは、特に事故（２）についての具体的計算の経過を示す。まず比較的重要な要素として、（１）地震が起こつてから炉心溶融が起こり格納容器から放射能が漏洩するまでの時間、（２）原子炉の責任者が炉心溶融に気付いてから放射能の環境放出までの時間、（３）放射能の放出が始まつてからほぼ終るまでの、時間等である。（１）は二時間半、（２）は一時間半、（３）は半時間とみられる。これらの量は放出放射能の崩壊減衰の程度、住民の退避が効果的に行われるかどうか等にかかわつて昀終的に被害規模を左右する。当然のことながらこれら三つの時間はいずれも短い程、被害規模が大きくなる。中でも（１）と（３）は比較的人為的要素が入りにくいのに比べ、（２）は全面的に原子炉の責任者の判断に支配されている。特に技術者は科学技術を過信する傾向があるから、昀後まで炉心溶融などの破局的事態を認めようとはしない可能性がある。したがつて、関係当局への通報退避の指令などは大幅に遅れることが考えられる。さて右のように（１）、（３）の時間を仮定した場合、環境に放出される放射能の量を元素別にまとめて示すと次のようになる。
クリプトン　三三九一万キユリー
ストロンチウム　七四五万キユリー
イツトリウム　三二万キユリー
ジルコニウム　六八万キユリー
ニオブ　三六万キユリー
モリブデン　一七四万キユリー
テクネチウム　一一四万キユリー
ルテニウム　一七五万キユリー
ロジウム　六二万キユリー
テルル　二四六一万キユリー
ヨー素　一億六八〇三万キユリー
キセノン　九五〇四万キユリー


セシウム　三七七万キユリー
バリウム　五三四万キユリー
ランタン　三四万キユリー
セリウム　九二万キユリー
プラセオジウム　三三万キユリー
ネオジム　一三万キユリー
プロメチウム　一二万キユリー
プルトニウム　二五〇キユリー
格納容器が破裂した段階でこれだけの放射能が約三〇分間を費して環境に放出される。
放出された放射能は、風に運ばれて風下に移動し周辺住民に被害をもたらす。この被害の規模には次に述べるいくつかの要素が関係している。
（１）　気象条件
風速、風向、雨が降つているかいないかなどであるが、風速については一般に風速が大きい程早期の死者は少ない。これは放射能煙霧の通過し終るまでの時間が減るためである。その代わり放射能が減衰するまでに長距離まで運ばれるので国民線量（人レム単位で表示）が増大し、汚染地域が拡大する。国民線量の増大は晩発性障害（ガン、遺伝障害）の増大をもたらす。風向については、人口密集地の方角へ放射能が向かうか、過疎地へ向かうかによつて災害規模の大小にかかわる。伊方の場合は八幡浜市へ向かう場合が昀も早期死者は多い。松山市や広島市へ向かつた場合は、人口密集地へ到達するまでに放射能煙霧の濃度が減衰するので、早期死者はそれ程多くなく、反対に国民線量が飛躍的に増大する。天候については、雨が降つている場合は、これがスプレイ除去系と同じ働きをするので、放射能の拡散は他の場合と比較して昀小になり、したがつて早期死者、国民線量は少なくなる。その他気象条件としては大気安定度等があるが一般に安定度が高い程早期死者は増える傾向にある。
（２）　格納容器からの放出高さと煙霧の上昇
格納容器から放射能が漏出する際に、どの高さのところに破損が生じるかによつて、以後風に乗つて流される時の煙霧の中心の高さに影響する。また放射性煙霧は高温のために上昇するが、どこまで上昇するかということも前と同様、放射性煙霧の中心の高さに効いてくる。放射性煙霧の高さは、周辺住民の受ける被ばくの量に直接効いてくると共に、地上沈着量の大小を通じてどれだけ遠方まで放射性煙霧が運ばれるかに影響する。
（３）　退避及び応急措置
周辺住民がどれだけ迅速かつ有効に退避できるかは、被害規模算定上決定的な重要性を持つている。また被ばく者を救護する緊急医療体制の有無は死者の多少に直接影響する。
以上三つの条件を考慮しつつ以下に具体的に災害評価を行うが、放射線被害に限つて言えば、原子爆弾と比較してこの種の原子炉事故の場合の方が桁違いに恐しいということを強調しておく必要がある。その訳は例えば伊方炉一年分の放射能量が、広島型原爆の六〇〇発分に相当するということの他に、放射能放出の形態が全然違うということによるのである。原爆の場合は超高温の発生に伴なう強烈な上昇気流のために、生成放射能のかなりの部分が上空高く吹き上げられ、なかなか地上に落ちて来ないのに比べ、原子炉事故の場合はほとんどの放射能が地上近くを漂うのである。原爆の場合九〇パーセントが上空に吹き上げられると考えると、この種の原子炉事故による放出放射能量は実質的に広島型原爆の実に六〇〇〇発分に相当するのである。
さて以下に、災害評価に基づく具体的な災害の展開と被害の状況を示す。地震が発生してから約二時間半で格納容器が破損し放射能の環境放出が始まる。約三〇分間で、さきに示しただけの放射能が環境に放出される。気象条件は風速が秒速一メートルで、大気安定度Ｆ型とする。
格納容器から放出された放射能は白い煙霧状となつてゆつくり風下に向かつて移動する。移動するに従つて放射能煙霧は上下、左右（進行方向に直角）方向に広がつてゆくが、左右方向の広がり角度は、格納容器を中心として七・六度ぐらいである。放射能煙霧が通過した地域には、その濃度に応じただけの放射能が地面に沈着し、汚染して行く。この沈着速度は気体で〇、ヨー素で〇・〇〇五メートル／秒、その他の微粒子で〇・〇〇二メートル／秒とする。風下の住民が浴びる放射線はこの地面汚染の放射能からのものと、放射能煙霧からのものの他、直接放射能煙霧を吸い込むことによつて体内に取り込まれた放射能からのものがある。パスキルの式を用いた放射能濃度及びそれらによる被ばく線量の計算結果は、格納容器から一〇キロメートルの地点では、体内吸入量は〇・三六キユリー、放射能煙霧の濃度は一六〇〇キユリー秒／立方メートル、地面汚染濃度は一平方メートル当り一・一キユリーとなつている。一〇キロメートルの距離には八幡浜市がある。松山市の場合は距離が六〇キロメートルであるから、体内吸入量は二二ミリキユリー、放射能煙霧の濃度は一〇〇キユリー秒／立方メートル、地面汚染濃度は一平方メートル当り一六ミリキユリーとなる。物理学の実験者でさえミリキユリー（千分の一キユリー）の放射能に近づくのに恐怖を感じることから考えると、これらのばく大な数値はまさに戦慄すべきものであろう。風下の住民がこれらの災難から免れるためには逃げるしかないのである。逃げてできるだけ放射能煙霧から離れたところに身を置かなければならない。ひとたび放射能煙霧に巻き込まれれば、呼吸によつて右に述べたような量の放射能を確実に体内に取り込まざるを得ないのである。取り込んでから逃げたのでは手遅れなのである。
ところで放射能が格納容器から環境に放出されたことを住民はどうやつて知らされるのであろうか。原子炉の責任者が関係当局へ通報するのは、前述したような理由によつて昀大限遅れるであろう。場合によつては全く手遅れの時期に通報が行われるかも知れない。今考えている状況は大地震の後であるから、通信システムが混乱していることも十分考えられる。更に、送電線の故障等により広域に及ぶ停電が発生するかも知れない。
この場合にはテレビ・ラジオ等による住民への退避勧告の方途が閉ざされ迅速な住民退避の実現はまつたく絶望的となるであろう。
住民の退避がどのように行われるかを判断する基準は不明であるし、また数学的な取扱いも複雑になるので、以下では退避が一日間は全く行われないとし、その後全員が退避すると仮定すると、次のような結果になる。


まず、格納容器から六キロメートル以内（六〇〇レム以上の全身被ばく）の人は一〇〇パーセントが死亡、七・三キロメートルの地点（四〇〇レムの全身被ばく）の人は五〇パーセントが死亡、九・五キロメートルの地点（二五〇レムの全身被ばく）の人は五パーセントが死亡する。一〇キロメートルの地点（二二五レムの全身被ばく）の人は、一〇〇パーセントが病気になり、一三キロメートルの地点（一五〇レムの全身被ばく）の人でも五〇パーセントが発病する。これらの数値に人口分布を考え合わせると実際に被害を受ける人の総数が出てくる。死者の数が昀も多くなるのは、格納容器からの放射能放出高さが一〇メートルの場合である。更に、放射能煙霧がまつすぐに八幡浜市に向かつた場合が昀も死者が多くなり、およそ四〇〇〇人が短時日の間に死亡する。放射能煙霧がまつすぐ松山市に向かつた場合は二五〇〇人が短期間に死亡する。更に、一万人レムにつきガン、遺伝障害が一件あると仮定すると、放射能煙霧が松山市に向かつた場合は、ガン発生数、遺伝障害発生数はそれぞれ五七六件という数字が出てくる。
さてこれらの数字は、これだけで十分この種の事故の凄惨さを表わして余りあるが、実はこれらの数字にはいろんな点で大幅な過小評価の可能性が含まれているのである。例えば線量効果の評価を、ある諮問委員会がスウエーデン政府に対して提出した報告書（ＳＯＵと呼ばれている）と同じようにとると（この場合は全身線量一〇〇～三〇〇レムで二〇パーセントが死亡、三〇〇～一〇〇〇レムで八〇パーセントが死亡、一〇〇〇レム以上で一〇〇パーセントが死亡する。）、放射能煙霧が八幡浜市へ向かつた場合は死者が一〇〇〇人も増えて五〇〇〇人となる。前の線量効果は、被ばくを受けた人が適切な医療処置を施された場合の数値であり、実際に今のような大混乱の状況では、むしろ劣悪な状態で放置されることを考え合わせると、ＳＯＵの方が適当であり、更に、もつと実際には死者が多くなる可能性がある。
更に、過小評価は被ばく線量の計算そのものの中にある。右に述べた計算はラスムツセン報告のやり方を踏襲しているので、同報告に対するアメリカの憂慮する科学者同盟（ＵＣＳ）やアメリカ物理学会の軽水炉の安全性研究グループ（ＡＰＳ）の批判がそのままあてはまるのである。すなわち体内に吸入された放射能の線量計算については、「胃腸に対する換算係数には、食物や粘膜状のじゆう毛、粘液によるエネルギー吸収のため、ベータ線に対して１／２、アルフア線に対して１／１００の減少効果が考慮されているが、これに対してＵＣＳ、ＡＰＳ共にその根拠の薄弱性を指摘している。また、被ばく時間に対して一八～三六時間で排泄するというあやしげな仮定をして、著しく被ばく線量を過小評価しているため、早期死者を三～四倍低く見積つており（ＵＣＳ）、また、プルトニウムのホツトパーテイクルとしての特殊性を無視している（ＵＣＳ）。」と批判されている。これをすなおに受け取ると、八幡浜市に向かつて放射能煙霧が運ばれた場合は、一万五〇〇〇～二万人の早期死者が出ることになる。
晩発性障害の場合はさらに過小評価はひどい。そのために次のような訂正が必要であると提案されている。
「（１）ガン‥ガン発生数一〇〇件／百万人レムという値はＢＥＩＲ委員会の報告から採用したことになつているが、これはＵＣＳによると１／２の過小評価となる。これに対しＡＰＳでは一三〇件／百万人レムを採用している。これに更に地面からの被ばく時間一日という制限を除くと驚くほどガン発生数が増え、もとの三一〇人から一挙に一万人となる。また、『草案』（ラスムツセン報告）では肺被ばくによる肺ガン発生を無視しているが、ＡＰＳの評価によると（二〇～五〇件／百万肺レムを採用すれば）、六〇〇～一六〇〇人のガン発生が追加されることになる。更に、プルトニウムの線量換算係数を、ホツトパーテイクルの特殊性を考慮して一〇～一〇〇倍大きく見積もればこの肺ガン発生数は一〇倍近くまで増加する可能性がある（ＵＣＳ）。その上『草案』で考慮されていない甲状腺ガンを考慮すると新たに五〇〇～四〇〇〇人のガン発生が追加されることになる（ＡＰＳ）。（２）　甲状腺瘤‥ＵＣＳによれば子供に対する飽和線量は一〇〇〇ラドを用いるべきであるのに、『草案』では三〇〇〇レムを用いることにより、発病数を１／４に過小評価している。
ＡＰＳではこれに対して不確定要素をそのまま表現して発病数二万二五〇〇～三〇万件としている。
（３）　遺伝的障害‥ＵＣＳによれば『草案』の用いている一〇〇遺伝障害／百万人レムは不当で、これは二倍にすべきであると言われている。ＡＰＳでは百万人（全身）レム当り五世代にわたる障害が二五～二五〇、一代限りのもの一二・五、一〇世代にわたるもの〇～五〇〇、流産四二を考慮し、更に、右に述べた地面からの被ばく時間延長により、遺伝的障害数を『草案』より三〇〇〇～二万件多くはじき出している。」
提案されているこれらの訂正率を仮定すると、放射能煙霧が松山市に向かつた場合のガン及び遺伝障害発生数各五七六件という数値は、一挙に増加して、
ガン発生数一万九〇〇〇件
肺ガン（追加）一万一〇〇〇～三万件
甲状腺ガン（追加）九〇〇～七四〇〇件
甲状腺瘤四万二〇〇〇～五五万七〇〇〇件
遺伝障害五六〇〇～三万七〇〇〇件
というすさまじい数字になるのである。放射線被ばくを受けた人たちは、急性発病を免れても、事故以後死ぬまでガンと遺伝障害の恐怖にさいなまれる運命を負わされるのである。
以上は人的な面に限つた場合の被害状況である。当然のことながら物的被害の面でもばく大な量になることが想像される。これらを定量化するのは、種々困難な要素があるためここでは示さないで、被害の内容を分類するに留める。地面汚染濃度が一〇〇マイクロキユリー／平方メートルの住民は退避しなければならないと仮定すると、退避すべき距離は原子炉から実に二五〇キロメートルにも達する。面積に直すと四一四五平方メートルになり、平均人口密度を一平方キロメートルあたり一〇〇人とすれば、退避しなければならない人の総数は四〇万人以上にも及ぶ。以上の点を考慮して物的損害の内容を分類すると次のようになる。
（１）　退避した人の失職の問題
（２）　退避した人の住居の問題


（３）　汚染地区にあつたすべての農産物、畜産物、海産物は廃棄せねばならない。
（４）　長期間にわたる土地使用不能。土地汚染は放射能自身の放射崩壊によるほか、雨などに流い流されて、汚染の軽いところでは数年で使用可能にはなるが、汚染がなくなつたと言つても、ここでとれる農産物、畜産物は商品価値をもたない、つまり売れない。
（５）　瀬戸内海汚染は広域、長期間にわたる。
瀬戸内海の水は停滞しており三〇年でも全部入れ替らないと言われていることを考えると、非常な長期間にわたつて、瀬戸内海全域、及びこれに接する外海における漁業は全滅する。その上、瀬戸内海に面する工場の取水不能、船舶の航行不能などを考えると損害は測り知れない。
（六）　本件安全審査における災害評価との比較
前項で示してきたように、原告らが、本件安全審査において昀低限なされるべきであつたと主張している想定事故が、まさに破滅的な災害を、原告ら周辺住民にもたらすことは明らかである。そのことは、被告が認めた、本件安全審査における災害評価と比較するとき、更に際立つたものとなる。
本件安全審査では、放射性ヨー素の吸入による甲状腺被ばくと、放出放射能からのガンマ線による全身照射とが災害評価の対象とされている。これらの二つの被ばく線量値を、原告らが提示している想定事故について求めると、本件原子炉から一キロメートルの地点で、甲状腺被ばく線量は約二百万レム、全身被ばく線量は、流れ出した放射性雲からの照射だけで約一〇〇〇レム、体内にとりこまれた放射能による照射も含めた被ばく線量では、約二万レムにも達する。これにくらべて、本件安全審査が認められた災害評価では、前述のとおり甲状腺に対する被ばく線量は、「重大事故」で、一・九レム（小児）、「仮想事故」でも三八レム（成人）にすぎない。また、全身被ばく線量は、「重大事故」に対して〇・一一レム、「仮想事故」でも〇・三レムにすぎないのである。これらの値は、原告らが、昀低限なされるべきであると考えている災害評価とくらべると、文字通り桁違いに低く、一〇〇万分の一～一〇万分の一にすぎない。この差のひどさもさることながら、同じ伊予宇和島地震を、被告は、その震源距離な三三キロメートルと推定し、一方、原告らは、それないし、それと等価な距離として、一七～一四キロメートルを推定することによつて、まさに、「絶対安全」　の“天国”と、破滅的な“地獄”とにわかれることの意味することは重大である。“地震の巣”と目されている本件原子炉の敷地にあつては、地震発生の態様の推定における現在の不確かさが、かくもすさまじい差をもたらしたのである。このことは、被告が、本件災害評価の際に持ち込んだ恣意的な操作の重大さを示すとともに、かかる事態を防ぐためにこそ、原告らが「原則的立地条件」を重視することを主張し、そうすることによつて、本件伊方発電所の設置の不当性も容易に判断できたであろうと主張してきたことの正しさを鮮明に描き出しているのである。
（被告の答弁及び主張）
第三章　本件許可処分の内容の適法性（その一）
第二　平常運転時の安全性
一　本件原子力発電所の平常運転時における放射性物質の放出管理における安全性
の確保
（三）　周辺公衆に対する被ばく線量の評価
（１）　気体廃棄物による被ばく線量
本件原子炉の場合、気体廃棄物による周辺監視区域外における昀大全身被ばく線量は、以下に詳述するように、前記気体廃棄物中に含まれる放射性物質の総排出量年間約二万六〇〇キユリーを前提とした上、「気象手引」に基づいて、現地における一年間の気象観測データ等から求めた風速、大気安定度及び風向出現ひん度、放出高さ、放出ひん度等を考慮して計算した結果、年間約〇・〇〇〇六レムと評価した。
右評価値は、前記許容被ばく線量等を定める件に定める許容被ばく線量年間〇・五レムをはるかに下回ることはもちろんのこと、昭和五〇年五月一三日に原子力委員会が決定した「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」に定める線量目標値年間〇・〇〇五レムをも大幅に下回るものであるとともに、右評価値は、自然放射線の変動幅にも完全に埋没する程度の極めて微量な線量であつて、十分安全である。
しかも、我が国のこれまでの加圧水型原子炉における気体廃棄物の放出実績からみると、本件原子炉の平常運転に伴つて実際に放出されるであろう放射性物質による被ばく線量は、右評価値よりも更に低いものとなることが確実である。
ア　被ばく評価において考慮した放射性物質
本件原子炉から放出することとなる放射性物質には、放射性希ガス（以下「希ガス」という。）、放射性ヨー素（以下「ヨー素」という。）及び塵埃状の放射性物質（以下「粒子状放射性物質」という。）があるが、これらの放射性物質のうちで、放出量が昀も多く、かつ、全身被ばく線量に昀も寄与するものは希ガスであつて、この希ガスの放出量に比べれば、ヨー素及び粒子状放射性物質の各放出量はいずれも無視できる程度に少なく（ヨー素については希ガスの約一万分の一、粒子状放射性物質についてはそれ以上に少ない。）、かつ、全身被ばく線量への寄与も十分小さいので、気体廃棄物による被ばく線量の評価は、右希ガスに着目してこれを行つた。
イ　放出源及び放出放射能量
右希ガスの放出源としては、前記（二）の（２）において述べたように、ガス減衰タンクからの排気並びに格納容器及び補助建家における換気に伴う排気がある（なお、ガス減衰タンクからの排気及び格納容器からの排気は間けつ的に、また、補助建家からの排気は連続的に行われる。）。
これらの放出源から放出される希ガスの量は、燃料被覆管にピンホール程度の損傷が年平均一パーセント生じた状態で運転を継続するという厳しい条件を仮定（本件原子炉における燃料被覆管の破損率は、近年の同型先行炉の実績からみて、実際は年平均〇・一パーセント以下になる）して評価した結果、ガス減衰タンクからの排気によるもの年間約九二四〇キユリー、格納容器からの換気によるもの年間約三一〇〇キユリー、補助建家からの換気によるもの年間約八二二〇キユリー、合計年間約二万六〇〇キユリーと評価された。
ウ　放出方法等
（ア）　ガス減衰タンクからの排気


ガス減衰タンクからの気体廃棄物の放出は、右気体廃棄物をガス減衰タンクに三〇日間貯留して放射能を十分減衰させた後、一五日以内に風向が海側であつて、かつ、風速が毎秒五メートル以上ある時を選んで行うこととしている。しかしながら、右気象条件が悪く一五日以内に海側に放出することができない場合には、一五日間貯留後、すなわち四五日減衰後海側、陸側を問わず放出することとしている。しかしながら、被ばく評価に当たつては、安全側に立つて、四五日減衰後の気体廃棄物は、すべて陸側に放出されるものとするだけでなく、前述のように（（二）の（２）のイ）、ガス減衰タンクに貯留された各種タンクのカバーガスは原則として再使用されるにもかかわらず、これを考慮しないこととして、すべて放出されるものと仮定したのである。また、放出回数は、ガス減衰タンクに導かれるガスの量やガス減衰タンクの運用方法を考慮して年間二〇回とした。
（イ）　格納容器の換気に伴う排気
格納容器から放出される排気には、保修作業や燃料取替作業に先立つて行われる換気によるものと格納容器の減圧操作に伴うものとがある。被ばく評価に当たつては、格納容器からの放出回数は、右作業及び減圧操作の回数を十分考慮した上、年間一〇回（うち三回は減圧操作による）とするとともに、放出に当たつては、原則として海側に放出することとしているが、安全側に立つて、海側、陸側を問わず無差別に放出するものと仮定した。
（ウ）　補助建家の換気に伴う排気
補助建家内の空気には、補助建家内のポンプ、バルブ等からの漏洩水からの放射性物質が含まれているため、常時換気を行うこととしているので、被ばく評価に当たつては、安全側に立つて、補助建家内のポンプ、バルブ等からの漏洩水はすべて放射性物質の濃度の高い一次冷却水とみなし、時間による放射能の減衰効果についてもこれを無視することとしている。
エ　気体廃棄物の拡散及び希釈
本件原子炉から環境へ放出されることとなる気体廃棄物の拡散及び希釈については、その放出高さや現地における気象観測データ等から求めた風速、大気安定度を基に、パスキルの拡散式を用いて評価した。
なお、右パスキルの拡散式は、多くの実験結果を参考に作られたものであつて、我が国の茨城県東海地区における実験結果からもその妥当性が実証されている。そして、右拡散式は、原則として、周囲が平垣地の場合に適用される式であるが、周囲が平垣地でない場合であつても、適切な補正を行えばこれを適用することができるので、本件原子炉における被ばく評価に当たつては、次に述べるような風洞実験を行い、その結果に基づき、気体廃棄物の放出高さについての適切な補正を行つている。すなわち、本件原子炉施設を中心とする直径二・八メートルの地形を模擬した模型を作つて風洞実験を行つた結果、本件原子炉から放出される気体廃棄物の敷地境界における濃度をパスキルの拡散式によつて求めるためには、右拡散式に用いる放出高さを実際の放出高さの〇・六倍にすればよく、かつ、敷地境界以遠でもこの放出高さを用いれば被ばく評価として安全側であるということが判明したため、本件原子炉の被ばく評価に当たつては、放出高さを、排気筒の高さ約七〇メートルに約一〇メートルの吹き上げ高さを加えた約八〇メートルを右〇・六倍した四七メートルとしている。
（２）　液体廃棄物による被ばく線量
本件原子炉の場合、液体廃棄物による周辺公衆の全身被ばく線量は、前記液体廃棄物中に含まれる放射性物質の総排出量を、トリチウム以外のもの年間一キユリー及びトリチウム年間五〇〇キユリーとし、放水口近傍海域の魚を二〇〇グラム、海藻を一〇グラム及び無せきつい動物を二〇グラムずつ毎日摂取するとの前提を置いた上、これら海産物が高い濃縮係数をもつて放射性物質を蓄積しているものと計算した結果、年間約〇・〇〇〇〇一レムと評価された。
右評価値は、前記許容被ばく線量年間〇・五レムをはるかに下回ることはもちろんのこと、前記線量目標値年間〇・〇〇五レムをも大幅に下回るものであり、十分安全である。
しかも、我が国のこれまでの軽水型原子炉における液体廃棄物の放出実績からみると、本件原子炉の平常運転に伴つて実際に放出されるであろう放射性物質による被ばく線量は、右評価値よりも更に低いものとなることが確実である。
ア　放出源及び放出放射能量
本件原子炉において発生する液体廃棄物のうち、外部に放出されるものは、前述したように、ごく一部の廃液と洗濯排水にすぎず、しかも、右廃液等は、いずれも一たんそれぞれのタンクに導いた後、放射能測定装置によつて、放射性物質の濃度が十分低いことを確認した上、放射線モニタによつて監視しながら排出するため、その年間排出量は、十分安全側に見積もつても、トリチウム以外のもの年間一キユリー、トリチウム年間五〇〇キユリーを超えることはないと評価された。
イ　放出方法
右外部に放出される液体廃棄物は、いずれも復水器冷却用海水に混合希釈した後、放水口から発電所前面海域に放出される。
ウ　海産物摂取量と放射性物質の濃縮
（ア）　一般住民の毎日の海産物の摂取量は、東海村の漁業従事者の一日当たりの摂取量を基に、財団法人原子力安全研究協会の海洋放出特別委員会において検討された摂取量を参考とし、魚二〇〇グラム、海藻一〇グラム及び無せきつい動物（イカ、タコ、エビ、ウニ等）二〇グラムと仮定している。（イ）　一般住民が摂取する右の魚等の海産物については、魚等がいずれも一年中放射性物質濃度の高い放水口近傍に棲息し続けているものと仮定するとともに、右海産物には、放射性物質が世界各国のデータを参考として設定した高い濃縮係数をもつて濃縮されているものと仮定している。
第四章　本件許可処分の内容の適法性（その二）││本件原子炉の構造の安全性
第三　蒸気発生器細管の健全性について
一　本件原子炉において使用される蒸気発生器細管の健全性に対する配慮（二）　本件原子炉において使用される蒸気発生器の機能とその構造（別紙１２参照）
（１）　蒸気発生器の機能


本件原子炉は加圧水型であつて、原子炉容器において核分裂反応によつて加熱された一次冷却水は、蒸気発生器に送られ、蒸気発生器細管を介して二次冷却水に熱を伝達した後、一次冷却材ポンプで再び原子炉容器に戻る閉回路を循環しており、二次冷却水とは完全に分離されている。右閉回路（一次冷却材圧力バウンダリ）の一部を構成している蒸気発生器は、一次冷却系から二次冷却系へ核分裂によつて生じた熱を伝達し、二次冷却水を蒸気に変える役割を果すとともに一次冷却系と二次冷却系とを分離することにより一次冷却水中に混入している放射性物質が二次冷却系まで拡がるのを防ぐ役割を果している。
（２）　蒸気発生器の構造
本件原子炉において使用される蒸気発生器二器は、いずれもアメリカのウエスチングハウス社型のものであつて、たて置Ｕ字管式熱交換器型と呼ばれ、上部の直径約四・四メートル、下部の直径約三・四メートル、高さ約二一メートルの円筒形鋼製容器の内部にインコネル製の細管（外径約二・二センチメートル）約三四〇〇本を逆Ｕ字形に納めたものである。
Ｕ字形の細管の両端は、厚さ約五五センチメートルの管板に取りつけられ、それぞれ、管板の下部に設けられている高温側氷室と低温側氷室とに開口している。細管上部の曲管部には、一辺長約一センチメートルの四角形断面をもつインコネル製の角棒で作られた振止め金具が組み込まれ、また、垂直に配置された直管部には、水平な支持板（バツフルプレート）七段があつて、細管を定位置に支持している。原子炉容器を出た一次冷却水は、蒸気発生器下部の高温側氷室に入り、Ｕ字形細管の中を上昇・下降して低温側氷室に出、一次冷却材ポンプにより原子炉容器に戻される。
二　次冷却水は、細管の上端付近の高さの位置する給水ノズルから給水され、外部胴と内部胴との間の円環状水路を下降した後、方向を中心向きに転じ、細管群の間を上昇しながら、一次冷却水からの熱によつて加熱され、その一部は蒸気となる。
上昇した蒸気と水との混合物は、セパレータに入り、
渦巻型水切り羽根によつて蒸気と水とに分離される。高温水は円環状水路に戻り、給水とともに下方に流れる。一方、蒸気はドライヤを通過して更に湿分を除かれた後、主蒸気管を経てタービンへ送り出される。
蒸気発生器胴部の上下及び各氷室にはマンホール又はハンドホールが設けてあり、内部機構の点検保守、細管の検査等が行えるようになつている。また、管坂上にはブロダウン管があり、二次冷却水の水質管理上の必要に応じて、二次冷却水の一部を抜き出すことができるようになつている。
第四　原子炉圧力容器及び一次冷却系配管の健全性
一　本件原子炉において使用される原子炉圧力容器及び一次冷却系配管の健全性
（一）　機能とその構造
（１）　機能
原子炉圧力容器は、蒸気発生器、一次冷却材ポンプ及びこれらを連絡する一次冷却系配管とともに、一次冷却水が循環する閉回路を構成している。そして、この閉回路を、通常一次冷却材圧力バウンダリと呼んでおり、炉心部において燃料から熱エネルギーを受け取り蒸気発生器において熱エネルギーを二次系へ伝達する一次冷却水を強制的に循環させることをその本来の機能としているが、同時に、一次冷却系の圧力条件を維持するとともに、一次冷却水中に現われた放射性物質を右閉回路内に閉じ込める機能をも有している。
（２）　構造
本件原子炉の原子炉圧力容器は、全高約一一・五メートル、胴内径約三・三メートル、肉厚約〇・一七～〇・二四メートルの上、底部が半円球の縦置円筒形の炭素鋼製容器であつて、上部には上ぶたを有し、内部には炉心等を保持する炉心槽が、また、上ぶたには制御棒クラスタ駆動装置が取り付けられている。そして、容器胴の上部に一次冷却材出入口ノズルが設けられ、入口ノズルから入つた一次冷却水は、容器胴と炉心槽間を下降し、容器底部において上向きの流れとなり、炉心槽内炉心部の燃料棒を冷却した後出口ノズルから蒸発発生器へ送られる。また、一次冷却系配管は内径約七〇〇～七八七ミリメートル、肉厚約六五～七三ミリメートルのステンレス鋼製の配管であつて、原子炉圧力容器の右出入口ノズルと蒸気発生器、一次冷却材ポンプ及びこれらの機器を連絡し、一次冷却水の通路を構成している。
なお、一次冷却系配管と各機器との接合部は漏洩のない溶接構造となつている。
第五　本件原子炉における安全防護設備
一　安全性確保に対する配慮と事故対策
４　四つの安全防護設備
（二）　ＥＣＣＳ
（２）　ＥＣＣＳの構造
ア　構造
本件原子炉において使用されるＥＣＣＳは、蓄圧注入系二糸統、高圧注入系二系統及び低圧注入系二系統から構成されており、一次冷却水の漏洩の程度に応じ冷却水を一次冷却系に注入するとともに、炉心における長期間にわたる崩壊熱（放射性物質が崩壊することにより生ずる熱）の発生を考慮して、長期間にわたり冷却水を注入し続けることが可能な構造となつている。
すなわち、蓄圧注入系は、蓄圧タンク（容量約五七立方メートル）内に加圧したボロン溶液を保持しており、一次冷却水の流出によつて一次冷却材圧力バウンダリの圧力が右タンクの圧力より低下した場合に、自動的に逆止弁が開き、一次冷却系配管の低温側へ注水を開始する。高圧注入系及び低圧注入系は、いずれも格納容器内の圧力の増加又は原子炉内の圧力の低下と加圧器の水位の低下との信号によつて、自動的に作動を開始し、一次冷却材圧力バウンダリ内の圧力に応じて、燃料取替用水タンク（容量約一二〇〇立方メートル）の水を原子炉容器及び一次冷却系配管の低温側へ注入する。更に、燃料取替用水タンクの水が残り少なくなると、今度は格納容器の底部に溜つた水を冷却器で冷却して再び原子炉圧力容器及び一次冷却系配管へ注入する再循環冷却に移行し、長期間にわたる炉心冷却を継続する。第五章　本件許可処分の内容の適法性（その三）――立地の適法性
第二　立地の適合性と耐震設計
三　地震及び耐震設計
四　本件原子炉における耐震設計
本件原子炉については、地震時においてもその安全性を確保するため、前記耐震設計上考慮すべき地震によつても、その施設が破損されて、公衆に放射線障害を及ぼすことが絶対にないよう、以下に詳述するように、原子炉特有の慎重かつ厳しい設計方針が採られている。
（１）　岩盤設置並びに剛構造


本件原子炉は、地震時における安全性を考慮して、その主要施設を剛構造とした上、地質や地盤の調査等に基づき確認された堅硬な岩盤に直接設置される。すなわち、本件原子炉については、地盤の破壊や不等沈下を避けるとともに、地震動がより明確な形で施設に伝わるように、その施設全体が堅硬な岩盤に直接設置される。また、その施設や施設中の機器、
配管等の歪等をできる限り押さえるために、その主要施設は剛構造となつている。
（２）　原子炉施設の重要度に応じた耐震設計
本件原子炉については、以下に詳述するように、その設計を安全上の重要度に応じ、Ａ、Ｂ及びＣのクラスに分類し、各クラスに応じた耐震設計が採用されている。
ア　Ａクラス
（ア）　本件原子炉施設のうち、Ａクラスに分類されるものは、原子炉格納施設、原子炉緊急停止装置等、その施設の機能喪失が原子炉事故をひき起こす可能性のある施設や周辺公衆への放射線障害を防止するために緊要な施設がこれに該当する。（イ）　Ａクラスに分類された施設については、建築基準法によつて定められている水平震度を三倍した上、鉛直震度をも同時に考慮して静的解析を行い、更に敷地で起こるものと考えるべき昀大の地震動を基に設定した設計地震動を用いた動的解析を行い、右静的解析及び動的解析からそれぞれ求められたいずれの地震力に対しても十分余裕のある耐震設計が講じられている。
イ　Ｂクラス
（ア）　本件原子炉施設のうち、Ｂクラスに分類されるものは、原子炉補助建家、化学体積制御系、廃棄物処理系等高放射性物質に係る施設のうち、右Ａクラス以外の施設がこれに該当する。
（イ）　Ｂクラスに分類された施設については、建築基準法によつて定められている水平震度の一・五倍の水平震度に対して、十分余裕のある耐震設計が講じられているとともに、右Ｂクラスの施設のうち、支持構造物の振動と共振するおそれのある機器・配管類については、動的解析から求められる地震力も考慮している。
ウ　Ｃクラス
（ア）　本件原子炉施設のうち、Ｃクラスに分類されるものは、耐震設計上一般の建物や機器と同じように取り扱うことができるタービン建家、タービン、発電機等、右Ａクラス及びＢクラス以外の施設がこれに該当する。（イ）　Ｃクラスに分類された施設については、建築基準法によつて定められている水平震度を用いる静的解析から求められた地震力に対して十分余裕のある耐震設計が講じられている。
エ　更に、右重要度に応じ分類された施設相互の間では、下位の分類に属する施設の破損によつて上位の分類に属する施設に波及的事故が起こらないことを確かめている。
（３）　具体的な地震力の決定
本件原子炉の各施設に加わると予想される地震力は、以下述べるような手法によつて、これを求めた。
ア　静的解析
静的解析とは、原子炉施設の設計においては、建築基準法に定められた地震力の算定方法にならつて、地震力を一律に決めるものである。すなわち、建築基準法施行令八八条及び建設省告示一〇七四号によれば、水平方向の地震力については、基準震度を〇・二（約二〇〇ガルに相当する。）とし、それに高さ方向の割り増しを加えて求めることとされているが、地盤の種別と構造種別による低減系数（岩盤の上に鉄筋コンクリートの建物を設置する場合には、右地震力に〇・八を乗ずる。）を考慮することとされている。
例えば、本件原子炉のＡクラスの施設については、右の方法によつて算出された〇・一六を三倍した〇・四八を基礎底面の震度とし高さ方向の割り増しを行つて水平方向の地震力を求めた上、右基礎底面での震度の二分の一を鉛直方向に同時に作用する地震力として与え、全体としての地震力を定めたものである。
イ　動的解析
動的解析とは、構造物及びそれを構成する物は、すべてその形状、構造、材料、地盤の状況等により固有の振動特性をもつており、地震動を受けるとその振動特性に見合つた応答を示すことにかんがみ、構造物の固有の振動特性を求め、設計応答曲線を用い、構造物等に作用する地震力を求めるものである。すなわち、まず、いろいろな固有の振動周期をもつ振動モデルが、敷地で考慮すべき設計地震波（昀大加速度のほか波形及び継続時間で表わされる。）を受けた場合に、どのように応答するかを同モデルの固有の振動周期を横軸にとり、同モデルが設計地震波を受けた場合の昀大の応答加速度を縦軸にプロツトして表わす。そして、これを基に設計上の余裕等を配慮した滑らかな曲線で表わした設計応答曲線を作成する。次に、実際の構造物等を模擬した振動モデルを作成し、数値解析により構造物の固有の振動特性を求め、右振動特性に設計応答曲線をあてはめて構造物等の各部に作用する地震力を求めるものである。
本件原子炉の各施設の動的解析に当たつては、右動的解析に用いる設計地震波の設定及び設計応答曲線の作成に際し十分な余裕を与えることによつて、敷地周辺で起こり得るものと考えるべき地震による昀大の地震動に対し一層余裕をもたせることとしている。
（ア）　設計地震波の昀大加速度における余裕
本件原子炉の敷地周辺において考慮すべき地震は、前述のタイプＡ及びタイプＢの地震であるが、設計地震波の昀大加速度については、タイプＡの地震に関しては二〇〇ガル、タイプＢの地震に関しては八〇ガルとそれぞれ十分な余裕をもつて設定した。
すなわち、タイプＡの地震に関しては、過去の地震で本件原子炉の敷地基盤に対し昀も大きな地震動を及ぼしたものの昀大加速度は、昀も大きく算出しても、一六五ガルであるが、設計地震動の設定に際して用いる昀大加速度の決定に当たつては、右一六五ガルに対して十分余裕をもたせて、これを二〇〇ガルと決定したものである。
なお、右の昀大加速度二〇〇ガルというのは、将来本件原子炉敷地周辺で起こり得るものと考えるべきタイプＡの地震の昀大規模をマグニチユード七、また震源の深さを三〇キロメートルと仮定し、これに発生機構等を考慮して震央距離を極端に〇キロメートルとした場合における敷地基盤の昀大加速度である一八六ガルをも上回るものである。
同様に、タイプＢの地震に関しては、過去の地震で敷地基盤に対し昀も大きな地震動を及ぼしたものの昀大加速度は四五ガルであるが、将来本件原子炉敷地周辺で起こり得るものと考えるべきタイプＢの地震による設計地震波の昀大加速度としては、右四五ガルに対して十分余裕をもたせて、これを八〇ガルと定めたものである。


（イ）　設計応答曲線の作成に当たつての余裕
本件原子炉における主要施設の耐震設計に用いる設計応答曲線の作成に当たつては、前述のタイプＡ及びタイプＢの地震の特性をもち、かつ前述のように十分余裕のある昀大加速度をもつ数種の設計地震波を受けた場合の応答を求め、それらを包絡するような設計応答曲線を作成している。
したがつて、本件原子炉の主要施設については、その耐震設計を行うに際し右の設計応答曲線を使用しているので、敷地周辺において起こり得るものと考えるべきいかなる地震に対しても十分余裕のあるものとなつている。
（４）　設計余裕の確認
本件原子炉については、その主要施設に常時加わつている力に前記地震力が加えられた場合にも、右施設の応力や歪がその弾性の範囲内に止まるように配慮することにより、外力に多少の変動があつても施設に損傷が生ずることのないよう、また、地震力を受けた後には元の状態に復することができるよう設計されている。すなわち、本件原子炉の各施設については、施設に常時作用している自重及び原子炉の過渡状態も含め、運転時に加わる内圧等のほか、施設の重要度に応じてそれぞれ求められた地震力を加えた場合にも、それによつて生ずる応力又は変形がそれぞれの施設について定められた許容の範囲内に収まることを確認することにより、施設の耐震安全性が十分確保されることとなつている。
その上、安全上特に重要な原子炉格納容器及び原子炉非常停止装置については施設に常時作用している自重及び原子炉の過渡状態も含め、運転中に加わる圧力等のほか、前述の動的解析によつて求められた地震力の値の一・五倍に相当する地震力が加わつたとしても、右施設に課せられている機能が十分保持されるものであることを確認することによつて、設計余裕が確保されることとなつている。
第四　想定事故について
三万一の事故に備えての立地条件
２　重大事故を想定した災害評価
重大事故を想定した災書評価は、本件原子炉の立地条件が前記１の（一）の第一の立地条件に適合しているかどうかを審査するものである。すなわち、本件原子炉の立地条件が、想定に係る重大事故の場合に、そこに人がい続けるならばその人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される範囲が原則として公衆が居住しない「非居住区域」となつているかどうかを確認するものである。
加圧水型原子炉である本件原子炉については、重大事故として、次の二つの事故を想定した。
（一）　一次冷却材喪失事故
（１）　事故の想定
一　次冷却材喪失事故とは、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する一次冷却系配管等の損傷によつて一次冷却水が喪失する事故（その結果、炉心における冷却機能が低下し、それによつて燃料に損傷が生じた場合には、炉心の放射性物質が一次冷却水とともに格納容器内に放出されることとなる。）をいうが、重大事故として想定している一次冷却材喪失事故は、右一次冷却系配管のうち昀大の内径約七〇センチメートル、肉厚約七センチメートルのステンレス鋼製配管の瞬時のギロチン破断が、外部電源の喪失によりＥＣＣＳの作動が遅れ、かつ、ＥＣＣＳの一部が作動しないという悪条件のもとに、発生するとするものである。右のような事態においても、ＥＣＣＳ全体としては所要の冷却効果が発揮されるため、被覆管に損傷は生じても、その健全性が大きく損われることはないのであるが、重大事故としての災害評価に当たつては、右損傷が全部の被覆管に生じるものとし、炉心に内蔵されている放射性物質のうち、希ガス二パーセント、ヨー素一パーセント、固体状放射性物質〇・〇二パーセントが格納容器内へ放出されるものとして解析を行うのである。
（２）　放射性物質の外部への放出過程とその放出量
ア　右事故想定によつて格納容器内に放出されるとする放射性物質は、一たん、極めて堅牢かつ気密性の高い鋼鉄製の右格納容器内に保持され、ここで半減期の短いクリプトン八七（半減期約〇・〇五日）やヨー素一三二（同約〇・一日）等は短期間の間に減衰するが、半減期の長いキセノン一三三（同約五・三日）、クリプトン八五（同約一一年）、ヨー素一三一（同約八・一日）等は、ほとんど減衰しない。そして、浮遊している放射性物質のうちヨー素の一部は格納容器スプレイによつて洗い落とされるが、その他は電源用ケーブルや配管等の貫通部に通つて長時間にわたつてわずかずつアニユラス部に漏洩し、右アニユラス部に漏洩した放射性物質は、非常用フイルターを通つた後、排気筒から外部へ放出されることとなる。イ　本件原子炉の場合には、放射性物質の外部への放出量の計算に当たつて、格納容器からアニユラス部への漏洩率やアニユラス部から外部へ放出される過程における非常用フイルターのヨー素除去率等について、以下に述べるような厳しい条件を仮定している。
（ア）　格納容器内へ放出されるとする放射性物質のうち、ヨー素については、格納容器スプレイによつて洗い落とされにくい有機ヨー素の存在割合を全ヨー素の一〇パーセントと多目に見積もるとともに、右有機ヨー素に対しては、右スプレイ効果を全く無視することとする。
（イ）　格納容器からの漏洩率については、事故時に予想される格納容器内の圧力上昇等を考慮して、事故発生後二四時間は格納容器の設計漏洩率の三倍に当たる〇・三パーセントを、その後三日間は一日当たり〇・一三五パーセントをそれぞれ仮定した上、右漏洩の九七パーセントは配管等の貫通部があるアニユラス部へ、残り三パーセントは格納容器ドーム部から直接大気へ漏洩するものと仮定することとする。
なお、格納容器ドーム部からの漏洩については、そもそも気密構造の格納容器ドーム部から放射性物質が漏洩することはないのであるが評価を厳しくするために、アニユラス部を通らず直接大気へ漏洩すると仮定したものであつて、本件原子炉の場合には、先行同型炉である九州電力玄海原子力発電所一号炉と同じ値を使用している。


（ウ）　アニユラス部については、事故の発生が検知されると直ちにアニユラス部の空気再循環フアンが起動し、アニユラス部の空気を非常用フイルターを通して排気することによつてその圧力が大気圧より低く保たれることとなつているが、事故直後はアニユラス部の内圧が大気圧以上となり、右経路以外からも外部へ漏れる可能性も考えられるため、評価に当たつては、負圧達成時間（事故時において大気圧よりも高くなつたアニユラス部の内圧を大気圧以下に低下させるために要する時間）を、一〇分と厳しく仮定する（実際上の負圧達成時間は、二系統あるアニユラス空気再循環設備の一系統しか働かず、かつ、アニユラス部の内圧上昇の原因となる格納容器からアニユラス部への熱伝達量を大きく見積もつて評価しても一〇分を下回る。）とともに、この時間内は、格納容器からその設計漏洩率の三倍でアニユラス部に漏洩してきた放射性物質がすべて非常用フイルターを通らずに外部へ出るものと仮定することとする。
（エ）　非常用フイルターについては、ヨー素に対し、その九五パーセント以上を除去できるように設計されているが、これを厳しく九〇パーセントと仮定することとする（なお、西ドイツにおいては、この非常用フイルターのヨー素除去率を九九・九パーセントとしている。）。
（オ）　アニユラス部から外部への排気量については、放射性物質の放出量を大きく見積もるため、負圧達成後も二〇分間は全量排気を継続するものとするとともに、その後も負圧維持のために必要な量以上の排気量があるものと仮定することとする。
ウ　本件原子炉において、前記重大事故に際し外部に放出されるとする放射性物質の量は、右に述べたような極めて厳しい条件の下で評価した結果、ヨー素約二〇キユリー及び希ガス約三二九〇キユリーとなる。
（３）　被ばく線量の評価
本件原子炉における前記重大事故に際しての被ばく線量は、右放出量を前提とした上、更に、大気安定度や風速等について厳しい条件を設定して評価した結果、本件原子炉から約七〇〇メートル離れた敷地境界における被ばく線量は、甲状腺（小児）に対し約一・九レム、全身に対し約〇・一一レムをそれぞれ超えることはないと評価されている。
（二）　蒸気発生器細管破損事故
（１）　事故の想定
蒸気発生器細管破損事故とは、蒸気発生器の細管（外径約二・二センチメートル、インコネル製）の損傷によつて一次冷却水が二次系に流出する事故をいうが、重大事故として想定している蒸気発生器細管破損事故は、蒸気発生器細管の一本が瞬時にギロチン破断し、かつ外部電源が喪失し、このため復水器へ蒸気を逃がすことができなくなつて二次系の圧力が上昇する結果、二次系の大気放出弁又は安全弁が開き、そこから蒸気が大気中へ放出されることとなるがその際蒸気発生器細管が破れたために一次冷却水に混入して一次系から二次系に移行した放射性物質が蒸気に混入して大気中へ放出されると仮定するものである。
（２）　放射性物質の外部への放出過程とその放出量
ア　本件原子炉の場合には、放射性物質の外部への放出過程やその放出量などについて、以下に述べるような厳しい条件を仮定している。（ア）　蒸気発生器細管破損事故時における一次冷却水中の放射性物質の量については、右事故が、燃料被覆管の破損率五パーセントの状態で原子炉を運転しているときに発生したものとし、一次冷却水中には右破損率に対応した放射性物質が存在しているものと仮定することとする（この五パーセントという値は、現在までの外国をも含めた加圧水型原子炉の被覆管の破損率の実績をみても、そのような状態で運転を継続していることはあり得ない程の高い値である。）。（イ）　一次冷却水中の放射性物質の量については、蒸気発生器細管の破損によつて一次冷却水が二次系へ流出するに伴い、一次系の圧力が低下し、このため破損した燃料棒中にある放射性物質が新たに一次冷却水中に出てくることをも考慮した上、一次系の圧力が二次系の圧力にまで低下するには事故後三〇分間かかるものとするとともに、この間は一次冷却水中の放射性物質濃度は増加の一途をたどるものと仮定することとする。
（ウ）　一次系から一次冷却水に混入して二次系に流出する放射性物質の量については、一次冷却水が二次系に流出する量を、事故期間を通じて、全量の三〇パーセントと仮定することとする。
イ　本件原子炉において前記重大事故に際し外部へ放出されるとする放射性物質の量は、右に述べるような極めて厳しい条件の下で評価した結果、ヨー素約六一キユリー及び希ガス約一万九四〇〇キユリーとなる。
（３）　被ばく線量の評価
本件原子炉における前記重大事故に際しての被ばく線量は、右放出量を前提とした上、更に、大気安定度や風速等について厳しい条件を設定して評価した結果、本件原子炉から約七〇〇メートル離れた敷地境界における被ばく線量は甲状腺（小児）に対し約三三レム、全身に対し約〇・一レムをそれぞれ超えることはないと評価されている。
（三）　立地審査指針への適合性
本件原子炉は、右二つの重大事故のいずれの場合においても、敷地境界における被ばく線量は、前記立地審査指針に定めるめやす線量、甲状腺（小児）一五〇レム及び全身二五レムに比べて十分に小さく、立地審査指針に定める「非居住区域」であるべき範囲はその敷地内に含まれる。
したがつて、本件原子炉は、前記立地審査指針の条件を十分満足するものである。
３　仮想事故を想定した災害評価
仮想事故を想定した災害評価は、本件原子炉の立地条件が前記１の（一）の第二及び第三の立地条件に適合しているかどうかを審査するものである。すなわち、本件原子炉の立地条件が、想定に係る仮想事故の場合に、非居住区域の外側の地帯が著しい放射線災害を与えないために適切な措置を講じ得る環境にある「低人口地帯」になつているかどうか及び全身被ばく線量の積算値が国民遺伝線量の見地から十分受け入られる程度に小さい値になるよう人口密集地帯から離れているかどうかをそれぞれ確認するものである。
本件原子炉については、仮想事故として、次の二つの事故を想定した。
（一）　一次冷却材喪失事故
（１）　事故の想定
仮想事故は、前記重大事故と同じ事故について、ＥＣＣＳによる炉心の冷却効果を無視し炉心内の全燃料が溶融したと仮定した場合に放出される放射性物質の量に相当する量が格納容器内に放出されるとするものである。すなわち、炉心に内蔵されている放射性物質のうち、希ガス一〇〇パーセント、ヨー素五〇パーセント、固体状放射性物質一パーセントが格納容器内に放出されるものと仮定するものである。