安全審査会の内規としての暫定指針があつたことが認められる、その余は審査委員の。）知、、。、見に頼つていたとしても   そのことをもつて直ちに違法ということはできないそして当時の安全審査会は、原子炉工学、核燃料工学、熱工学、放射線物理学、地震学、気象学等の分野における第一級の専門家である審査委員二九名及び調査委員一〇名により構成されていたことは、前記第一において認定したように被告の主張第四節第一４のとおりであるから、前記指針等と審査委員等の専門技術的知見により行われた本件安全審査に審査能力欠如の違法はないというべく、原告らの前記主張は失当である。（二）原告らは、安全審査会及び科学技術庁原子力局の人的体制が米国に比べて不足している旨主張する。
確かに、成立に争いのない甲第六三号証及び証人Ｅの証言によれば、米国と我国の原子炉の規制に関する人的体制には原告らの指摘するような差異があり、我国のそれは米国のそれに比較すれば見劣りしていた事実が認められる。しかし、このような相対的な比較から本件安全審査の手続に違法があるものということはできず、要は、我国の安全審査体制が当時の我国における昀高水準の専門技術的知見に基づく審査を行いうるようなものであつたか否かが問題となるというべきである。そして、原子力委員会には、前記認定のような構成（審査委員二九人、調査委員一〇人）の安全審査会のほか、専門技術的知見を有する参与二五人以内、専門委員一四〇人以内（設置法施行令二、三条、これらの者により構）成される専門部会（原子力委員会専門部会運営規程一条）がそれぞれ置かれ、専門部会や安全審査会の審議のための資料は科学技術庁原子力局において準備することとされており（同規程五条二項、安全審査会運営規程四条二項、更に我国政府の監督の下に、原子力）に関する基礎研究、応用の研究、資料の収集等（当然、原子炉施設の安全性に係るものを含む）を行う原研が設置されており（基本法七条、日本原子力研究所法二二条一項、証。   ）人Ｅの証言によれば、原研の研究結果等は必要に応じて安全審査会の審査の資料として活用されていたことが認められる。これらの我国の安全審査に関する体制からすれば、前記の要請は充足されているものと認めるのが相当である。したがつて、原告らの前記主張は失当である。
（三）原告らは、また、
安全審査会が実質的審査をしなかつたと主張する。
確かに、前掲甲第六〇号証の一ないし五によれば、本件安全審査に係る安全審査会の会議は、前判示のとおり昭和四七年一月一〇日から同年一一月一七日までの間に計五回開催され、本件原子炉の設置に係る安全性のほかに多数の事項についても併せて審議をしたものであることが認められる。しかし、安全審査会は、前認定のとおり、当初の同年一月一〇日に八四部会（審査委員のうちの一〇名と調査委員三名との構成）を設けて本件原子炉の設置に係る安全性についての検討をさせたものであり、その検討結果を前提として調査審議を行つたものであるから、右の程度の審議であつても、専門技術的知見を有する審査委員らが安全性の確保の判断に十分であると考えて行つたものであれば、手続上の違法はないものというべきである。そして、証人Ｅの証言によれば、本件原子炉施設の位置に関しては既に隣接する日本原電東海発電所（前掲乙第三九号証によれば、昭和四一年から認可電気出力一六万六〇〇〇キロワツトで営業してきている原子力発電所であると認められる）についてその地理的条件等を審査した経験があり、また本件原子炉施設の構造及び。設備については基本的に同型のＢＷＲである日本原電敦賀発電所（前掲乙第三九号証によれば、昭和四五年から認可電気出力三五万七〇〇〇キロワツトで営業してきている原子力発電所であると認められる）等について審査した経験があることもあつて、右の程度の審。議で十分であると考えていたものと認められる。したがつて、原告らの前記主張は、失当である。
なお、原告らは、安全審査会の会場や配布資料についても言及しているが、前掲甲第六〇号証の一ないし五及び証人Ａの証言によれば、本件安全審査に関しては、いずれも科学技術庁第一会議室において開催されたものであり、昭和四七年一月一〇日の第一回目の会議の席上、本件申請に係る申請書及びその添付書類が配布されたことが認められるから、これらの点に関する原告らの右主張も失当である。
（）、。四   原告らは安全審査会が八四部会の報告を実質的審議なしに変更した旨主張する確かに、書込部分を除き成立に争いのない甲第七三号証、前掲甲第六〇号証の四、五、乙
第三五号証並びに証人Ｆ及び同Ａの各証言によれば、
八四部会における調査審議の結果事務局においてまとめられた本件原子炉の設置に係る安全性についての中間報告書のうち、平常運転時の間欠放出に係る気体廃棄物の被曝評価について、一回当たり一五〇〇キユリー・メガエレクトロン・ボルトの放射能放出が年間一五回あるとしていたものを、昭和四七年一〇月一一日の安全審査会の席上、Ｅ会長から評価が過大である旨の意見が出され、その結果、安全審査会の昀終報告書においては、原告らの主張するように一回当たり五〇〇キユリー・メガエレクトロン・ボルトの放射能放出が年間五回あるとするように変更が行われたことが認められる。しかしながら、証人Ａの証言によれば、右の変更は、Ｅ会長の意見に示唆を受けて、八四部会において再検討した結果、妥当なものとの結論に達したため行われたものであることが認められ、右認定を左右するに足りる証拠はない。そして、前記各証拠によれば、昀終報告書は安全審査会の決議を経ているものであると認められるから、原告らの前記主張は失当である。（五）原告らは、次に、安全審査会運営規程の違反がある旨主張する。前掲甲第六〇号証の一ないし五並びに証人Ｅ及び同Ａの各証言によれば、本件安全審査に係る五回の安全審査会の会議における審査委員の出席者数は、第一回が一七名、第二回ないし第四回が各一六名、第五回が一八名とされているところ、そのうち、第二回の一名、第三回、及び第五回の各二名について審査委員の代理出席があり、第三回については、右、。二名の代理出席者を除けば審査委員の出席者は一四名にすぎなかつたことが認められるそして、設置法、同施行令、安全審査会運営規程のいずれにも、審査委員の代理出席を認める趣旨の規定は存在しない。したがつて、右の代理出席は法的根拠のないものといわなければならない。そして、安全審査会運営規程三条一項により安全審査会の定足数は二分、（）の一以上と定められているから前記第三回の安全審査会   審査委員二九名中一四名出席は、定足数を欠いていたものというほかはない。


ところで、証人Ｅ及び同Ａの各証言によれば、安全審査会は、昭和三六年の発足直後から審査委員中の関係行政機関の職員である者については当該委員の推薦する当該行政機関の、。他の職員の代理出席を認める旨決議しそのように運用されてきていたことが認められる
右決議は、
安全審査会運営規程八条により有効と解しえないでもないが、審査委員の任命、定則数等に関する規定との関係上、やはり、代理出席は設置法等に反するものと解するのが相当であるから、右決議をもつて、代理出席の法的根拠ということは困難である。また、安全審査会運営規程五条によれば、審査委員以外の者を会議に出席させて意見を述べさせることができるから、審査委員の代理として出席した者が意見を述べ、これが審査に反映されたこと自体は、右規定により有効であると解することができるが、右規定によつても右の者が審査委員を代理して決議に加わることや出席委員の数に加えられることを根拠づけることはできない。しかしながら、設置法一四条の三第二項が学識経験のある者と並んで関係行政機関の職員を審査委員の資格として定めているのは、後者については当該個人の有する学識経験に着目するのではなく（もつとも、一定水準以上の学識経験を有することは、当然必要とされる、当該行政機関が組織として有する専門技術的知識、経験、資料等。）を安全審査会の審査に反映させようとしているものであると解するのが相当である。そうであるとすれば、後者に限り、当該委員が自己の代理として適当と判断して推薦した当該行政機関の他の職員の代理出席を認めて審査に関与することを許しても、そのこと自体は必ずしも不合理ということはできず、前記決議に基づいて代理出席を認めたことの瑕疵は軽微なものというのが相当である。そして、前記各証拠及び弁論の全趣旨によれば、前記第二回、第三回及び第五回の会議にＧ委員（通商産業省公益事業局技術長）の代理としてＨ（その直属の部下）が、第三回及び第五回の会議にＩ委員（気象庁観測部長）の代理としてＪ（同部産業気象課調査官）又はＫ（同課課長）が、それぞれ当該委員の推薦により他の出席委員の承認を得て出席したこと、安全審査会が原子力委員会委員長への報告書の内容について決議をしたのは代理出席者を除いても定足数に達していた前記第五回の会議であり、右決議は出席者全員の一致により行われたこと、前記第三回の会議では八四部会のＥＣＣＳ及び平常運転時の被曝の評価についての検討結果を審議したにとどまることが認められる。そうすると、前記瑕疵が本件処分の取消事由となるべき安全審査手続上の違法とまでいうことはできない。また、
定足数に達しているにもかかわらず出席者が少ないことを手続上の違法とする主張は肯認しえないし、本件安全審査において審査委員の中途退席があつたことを認めるに足りる証拠はない。したがつて、結局、この点に関する原告らの前記主張も、失当というべきである。
（六）原告らは、更に、安全審査会は単なる議決機関にすぎず、出席状況も悪く、独立行政機関としての機能を有していないと主張する。
しかしながら、前認定のとおり、安全審査会は、八四部会による調査審議を踏まえつつ、五回にわたり会議を行い、審議、決定をしたものであり、証人Ｆの証言によれば、安全審査会が原子力委員会委員長に対する報告書をとりまとめるに際しては、八四部会の報告書を審査会長が読み上げて、項目ごとに意見を求め、検討した上で、決議をしたことが認められるのであつて、原告ら主張のように単なる議決機関にすぎなかつたということはできない。なお、部会を置いて安全審査会の所掌事務を分掌させることは、安全審査会運営規程七条により認められており、八四部会に調査審議をさせて、その結果を前提に安全審査会が審議、決定をしたことには、何ら違法な点はない。また、原告らは、Ｉ委員が審査会に一度も出席していないことを特に挙げているが、前掲甲第六〇号証の一ないし五、証人Ｅ及びＡの各証言によれば、確かにＩ委員は本件安全審査に係る安全審査会の五回の会議にいずれも出席していないことが認められるものの、前記認定のとおり、右五回の会議中第三回及び第五回の会議にはその代理として同じ気象庁の職員であるＪ観測部産業気象課調査官又はＫ同課課長が出席したものであり、右両名共Ｉ委員同様気象、地震についての専門技術的知見を有する者であつたことが認められる。したがつて、これらの者の代理出席に法的根拠が欠けるという瑕疵があることは前判示のとおりであるが、実質的な審査機、。、。能上は   特段の支障を生じたものとはいい難いよつて原告らの前記主張は失当である（七）そして、原告らは、八四部会の審議の性格及び実態に関してるる主張している。、、しかし八四部会の審議経過は前記第一において認定したように被告の主張第四節第一５、、、（   ）（）６のとおりであり   証人Ａの証言によれば原告らの主張第四節第一二３   五の２ないし（４）の事実が認められるが、これらの事実によれば、八四部会の審議が必ずしも理想的な方法で行われたものとはいい難いものの、その作業グ、。ループとしての性格からすればその審議が不十分であつたとまでいいうるものではないまた、右証言及び弁論の全趣旨によれば、同（５）のＬ報告に原告ら指摘の部分があることが認められるが、以上に判示した八四部会の審議等の実質に不十分な点があることの根拠とはなりえない。確かに、右報告において指摘されている「申請者側の計算を再計算によつて確認することが困難であること」及び「原則として書面審査のみであること」は、安全審査の方法として、理想的な方法とはいい難く、再計算を行い、必要な実験等も行つて、審査をするほうがより望ましいことは、いうまでもない。しかし、証人Ｅ及び同Ａの各証言によれば、安全審査会は、申請者の行つた計算の妥当性についても、実験等による裏付けについても、必要と認めた場合には、申請者に指示を与えて追加資料等を提出させたり、原研に被曝評価の計算を依頼することにより十分対処しえていたことが認められ、右のような方法でも安全審査の方法として不十分とはいえないというべきである。更に、前掲乙第三五号証によれば、八四部会は通商産業省原子力発電技術顧問会と合同で審査を行つたことが認められる。原告らは、この点に手続上の問題があるかのように主張しているが、同顧問会が原子炉の開発を推進する立場にあるものと認めるに足りる証拠はなく仮にそういう立場であつたからといつてこれと合同して審査したことをもつて   そ、、（れが望ましいものでないことは確かであるとしても）直ちに手続上の違法事由とすることはできない。
よつて、原告らの八四部会に関する主張はいずれも失当である。二審査対象の違法性について（原告らの主張第四節第二）
１原子炉施設以外の審査の欠如について


原子炉設置許可に際しての安全審査は、原子炉施設を対象として行えばよく、核燃料サイクル全般にわたる総合的審査をする必要がないことは、前判示のとおりである。したがつて、この点に関する原告らの主張は失当である。
２基本設計ないし基本計画以外の審査の欠如について原子炉設置許可に際しての安全審査は、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針を対象として行えばよいことは、前判示のとおりである。したがつて、この点に関する原告らの主張も失当である。
三審査基準の違法について（原告らの主張第四節第三）
１審査基準の法的根拠の欠如について
原告らは、安全審査会が本件安全審査に用いた立地審査指針、安全設計審査指針及び気象手引は、いずれも法的根拠を持たず、規制法二四条一項四号の許可基準を具体化したものではないと主張する。
右の指針等が規制法の授権に基づいて定められたものでないことは、原告ら主張のとおりである。しかしながら、規制法二四条一項四号は、前判示のとおり、原子炉施設の位置、構造及び設備が具備すべき具体的要件や災害の具体的内容については何も定めず、同号の要件適合性の判断を、その具体的基準の策定を含めて、内閣総理大臣に委ねているものと解され、内閣総理大臣は右要件適合性について原子力委員会の意見をきき、これを尊重することとされている。したがつて、原子力委員会が、右要件適合性について判断する前提として、審査指針等を定めることは、当然その権能力範囲内において行いうることである、、から原子力委員会が立地審査指針等を定めてこれに基づいて安全審査を行つたことには何ら違法な点はないというべきである。立地審査指針等が、規制法二四条一項四号の許可基準との間に、右に述べた以上の法的関連性を有しないことは事実であるが、これを有しなければならない理由はなく、原告らのこの点に関する主張は失当である。次に許容線量を定める件は、原子炉規則の具体的委任に基づいて定められた科学技術庁告示であつて、法令に属するものである。そして、右告示は、直接的には規制法二四条一項四号の基準の具体的内容について定めたものではないが、安全上の観点から原子炉施設の内外における各種の場合についての被曝放射線量の限度等を定めるものであつて、同号の要件適合性の具体的判断に当たつて、これを基準として用いることは、何ら手続上の問題を生じるものではない。とりわけ、右告示二条は、規制法三五条所定の原子炉設置者の講ずべき保安措置の一つとして原子炉規則が周辺監視区域を定めて人の居住を禁止しその立入りを制限するよう定めた（原子炉規則七条三号）のを受けて、その範囲を画するための許容被曝線量値を定める趣旨の規定である（同規則一条七号。その趣旨からすれば、原）子炉施設の安全性を審査するに当たつて、周辺の公衆の受けるおそれのある放射線の被曝線
量値が、
少なくともこれを下回るかどうかを確認するために用いること（この点については、後に。）、、。認定するとおりである   は合理的であつて手続上の違法があるものとはいいえないしたがつて、原告らのこの点に関する主張も失当である。
２憲法三一条の無視について
既に判示したところから明らかなとおり、本件処分に際して内閣総理大臣、更には原子力委員会が行つた規制法二四条一項四号の要件適合性の判断は、同号自体の予定している手続に従つてされたものであるから、本件処分は、法律の定める手続によりされたものというべきである。原告らの主張は、結局のところ、規制法二四条一項四号自体が憲法三一条に違反するものであるということに帰する。しかし、原子炉施設の安全性に関する要件を法律をもつて具体的かつ詳細に定めることとするか、又は右要件の判断を当該事項に関係を有する専門技術的分野の第一級の専門家の集団たる安全審査会を擁する原子力委員会に委ね、法律においては右判断の基本となる枠組のみを要件として定めることとするかは、原子炉施設及び想定される災害の定型性、具体的判断における妥当性、判断にして考慮を要する事項の複雑さ、右判断に要する専門技術的知見の程度及び普遍性等を考慮して、立法機関において決すべき事項というべきである。そして、規制法二四条一項四号に関しては、右の後者の方法がより妥当であるとして、具体的基準の策定も含めて内閣総理大臣の専門技術的裁量に委ねることとされたものであつて、原子炉施設の基本設計に係る安全性という事柄の性質に鑑み、立法機関が右のような選択をしたことに不合理な点はないというべきである。したがつて、規制法二四条一項四号及びこれに基づく本件処分は、何ら憲法三一条に違反するものではない。
３審査基準の内容の不当について
審査基準の内容に係る違法は、結局のところ、これらに適合するとして行われた本件処分の内容上の違法（実体的違法）を問題とすることにほかならないが、原告らがこれを手続的違法の面から採り上げて主張するので、この点に限り（内容それ自体については後に判示する）検討する。。
安全審査に当たり、具体的基準を策定して審査をするか否か自体が、内閣総理大臣、更には原子力委員会の専門技術的裁量に属するものであることは、前判示のとおりである。そ
して、
具体的基準を策定してこれへの適合性を審査する方法を採る以上、右基準の内容が適正なものでなければならないことは、いうまでもないが、どのような事項を基準として採り上げ、どの程度詳細に定めるか、その内容をどのようなものとするか等の点は、右の裁量により専門技術的知見に基づいて決すべき事柄であるから、その内容の違法性についての司法審査は、右の専門技術的裁量の範囲を超え、裁量権の逸脱等にわたるか否かの点についてのみ及ぶものである。
また、原子炉設置許可処分における安全審査は、原子炉施設の基本設計に係る安全性の審査にとどまり、原子炉施設に関することであつてもその詳細設計に係ることや、更には、原子炉施設そのものと直接の関係を有しない核燃料サイクル全般にわたる事項等は、その対象とならないことも、前判示のとおりである。したがつて、前記審査基準も、原子炉施設の基本設計に係る安全性についての審査に必要な範囲の定めをすれば足りるものである。
更に、原子力委員会の策定した前記指針等を用いて具体的審査を行うのは、安全審査会であり、安全審査会の委員は、原子炉施設の安全性に関係を有する多くの専門分野における第一級の専門家（内閣総理大臣により任命された学識経験者及び関係行政機関の職員三〇名以内）により構成されているのであるから、前記指針等は、安全審査会がこれらの専門家の有する専門技術的知識、経験、資料のほか、安全審査会の内規、諸外国において用いられている審査基準等その他の一般的基準、従前の審査経験等を参考にしつつ、当該原子炉施設の基本設計に係る安全性についての判断をすることができる程度のものであれば足りる。
、、。以上の観点から立地審査指針   気象手引及び安全設計審査指針の内容について検討するまず、成立に争いのない乙第九ないし第一一号証によれば（以下、特に判示しないが、これらの指針等の内容は、これらの証拠により認められるものである、これらの指針等。）
は、


いずれも原子力委員会が専門部会を設けて検討させた結果に基づいて安全審査会の安全審査に用いるために定めたものであることが認められる。右の専門部会は、参与及び専門委員をもつて構成され（原子力委員会専門部会運営規程一条、参与及び専門委員は、いず）れ
も安全審査会の審査委員と同じく、
（、）学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから選任される設置法施行令二   三条ものであるから、前記指針等は、これらの参与及び専門委員の専門技術的知見に基づいて検討され、作成されたものであると認められる。そして、これらの指針等の内容は、証人Ｅ、同Ｆ及び同Ａの各証言に照らし、専門技術的知見を有する安全審査会の審査委員が原子炉施設の基本設計に係る安全性の審査をするのに十分なものと認めるのが相当である。原告らは、右指針等のうち、立地審査指針は、それ自体が将来における再検討を予定した暫定的なものと言明していながら、策定後急速な研究の進歩があつたにもかかわらず、今日まで改訂されていないから、また一方、気象手引及び安全設計審査指針は、同様の暫定的なもので、現実にその後詳細な内容をもつた新指針が策定されると同時に廃止されたから、いずれも不合理、不十分なものであるなどと主張する。確かに、前掲乙第一〇号証、成立に争いのない甲第六二号証及び弁論の全趣旨によれば、原告らの主張するような指針等の改訂に関する事実が認められる。しかし、科学技術の進歩に伴い基準の改訂が必要とされるか否か自体も、専門技術的知見に基づき原子力委員会が判断すべき事項であつて、前記の専門技術的裁量に属するというべきである。そして、原告らの主張する右の改訂に関する事実は、むしろ各指針ごとに右の判断が現実に行われていることを示すものであつて、その改訂により旧基準が全く誤りであつたとされたのであればともかく、単により詳、、細になつた等というのであるから改訂の有無により直ちに本件処分当時の基準が不合理不十分であつたということはできない。したがつて、この点に関する原告らの主張も、失当である。
４明文化されていない知見について
原告らは、審査基準は明文化されていなければならないと主張するが、既に判示したところからすれば、右主張が失当であることは明らかである。四原子力三原則の違背について（原告らの主張第四節第四）原告らは、本件安全審査において基本法二条のいわゆる原子力三原則が遵守されなかつた違法があると主張する。
基本法二条は、原子力の研究、開発及び利用について、平和の目的に限り、民主的な運営の下に、自主的にこれを行うものとし、その成果を公開し、進んで国際協力に資するもの
と定めて、
その基本方針を明らかにしている。そして、基本法は、その名が示すとおり、原子力に関する「基本法」であつて、しかも原子炉の建設について別に法律に定めるところにより政府の行う規制に従わなければならないものと定めている（一四条本文）から、右の基本方針は、原子炉の設置に関しても妥当すべきものである。しかしながら、基本法は、その規定に照らし、原子力の研究、開発及び利用に関する基本理念を明らかにし、その基本理念の下に法的規制を行うものとする一方、具体的な法的規制については、別に定める法律にはほとんど総て委ねているものであつて、右の基本方針も、これらの法律を通して実現されるべきことが宣言されているにとどまり、これらの法律を通さずに、直接個々の手続を規制するものではないと解するのが相当である。したがつて、原子炉設置許可の手続にお、、、いても右の基本方針は   規制法及びその下位法令を通じて実現されるべきものであつて規制法等の定める手続には違背していないとしても基本法二条には違背しているから本件処分を違法であると主張することはできないといわざるをえない。この点において、原告らの主張は既に失当なるを免れない。


もつとも、前記基本方針は、規制法等の定める原子炉設置許可手続の解釈、適用については、参酌されるべきものであるから、その観点から更に検討する。先ず、前記基本方針のうち原子力の研究、開発及び利用は民主的な運営の下に行うものとする民主の原則についてみるに、基本法自体、右原則の実現のため原子力委員会を置き、原子力の研究等に関する事項について企画し、審議し、決定することと定めている（四、五条。そして、内閣）総理大臣は、原子炉設置許可をする場合においては、規制法二四条一項各号に規定する基準の適用について原子力委員会の意見をきき、これを尊重してしなければならないことが、同条二項に規定されている。したがつて、民主の原則は原子炉設置許可の手続においても右のような形で実現されており、前判示のとおり本件処分においても原子力委員会の意見をきいて、その答申どおりに許可がされたものであるから、この点における手続上の違法はない。右のほかに原告らの主張するような点において民主の原則に沿つた手続が規制法ないしその下位法令において定められていると解すべき根拠はない。次に、前記基本方針のうち原子力の研究等は自主的にこれを行うものとする自主の原則についてみるに右原則は我国が他国の支配や干渉を受けずに自主的に研究等を行うべきこと   こ、、（のことは、他国における研究等の成果を利用することを否定するものではない）を宣言。したもので、原子炉設置許可処分においては、審査の手続や原子力委員会の構成等においておのずから実現されるものと予定されているだけで、右原則に沿つて特段の手続規定が設けられているものと解すべき根拠はない。更に、前記基本方針のうち原子力の研究等の成果を公開するものとする公開の原則についてみるに、右原則は、軍事的目的を有する原子力の研究等を排除するためのものであつて、原子力の研究等に関するあらゆる手続を一般人の見聞しうる状態におくべきことまでも宣言するものとは解されず、規制法等においても原子炉設置許可に係る手続において安全審査の手続を逐一公開すべきことや公聴会を開催すべきことまで定められているものと解すべき根拠はない。そうすると、規制法等の解釈上も、原告らの主張するような点について違法があるものということはできない。なお、前掲乙第一九号証及び証人Ａの証言によれば、本件処分当時においては、原子炉設置許可処分に係る安全性の審査に関しては、安全審査会から原子力委員会委員長に対する報告書を原子力委員会月報に掲載することによつて公表していたほかは、資料の公開をせず、公聴会も開催していなかつたが、昭和四八年五月以降は原子炉設置許可申請書及び添、、、付書類を昭和五〇年七月以降は申請者の提出した参考資料をも   科学技術庁公開資料室国会図書館等において公開するようになり、また、原子力委員会は、昭和四八年五月に公、。聴会の開催要領を決定し同年九月以降公聴会を実施するようになつたことが認められるこのように、本件処分の直後から、公開及び民主の原則の適用について、より積極的な運用がされるに至つたものということができる。これらの事実に鑑みれば、本件処分に関しても同様の措置が採られるべきであつたとする原告らの主張は、運用の当否の問題としては首肯しえないものではないが、これらの事実は、前記した基本法及び規制法の解釈に何ら影響を及ぼすものではないから、この点をもつて本件処分の手続的違法ということができないとの前記判断を左右するものではない。
第三結論
以上のとおり、本件処分の手続的違法に関する原告らの主張はいずれも失当であり、本件処分の手続には、これを取り消すに足りる違法はないものである。（、）第五章本件処分の実体的適法性   その一規制法二四条一項一ないし三号要件について
一一、二号要件について
規制法二四条一項一、二号は、専ら公益の実現のための規定であつて、原告らがこれらに違反することを理由に本件処分の取消しを求めることができないことは、前判示のとおりであるから、原告らのこの点についての主張は、その内容について判断するまでもなく、失当である。
二三号要件中「経理的基礎」について
規制法二四条一項三号中、申請者に「原子炉を設置するために必要な経理的基礎がある」かどうかについては、原子炉設置許可申請書に添付すべき「原子炉の設置に必要な資金の調達計画書（規制法施行令六条二項）すなわち「工事に要する資金の額及び調達計画を」記載した書類（原子炉規則一条の二第二項三号）のほか、申請者の「昀近の財産目録、貸」借対照表及び損益計算書（同項一一号）等に基づいて判断することが予定されているもの」と解される。
そこで、これを本件についてみるに、前掲乙第二、第五号証、証人Ａの証言によれば、本件原子炉施設の工事に要する資金は合計一二〇〇億円と見積もられていたこと、これは当、、、時の原子力発電所の建設単価から考えて妥当な額であること日本原電は   これを資本金外資借入金、国内資金借入金及び自己資金により調達する計画であつたこと、これらの調達については、融資先等の了解もほぼ得られていたことが認められ、右乙第二号証によつて認められる同社の資産、負債、資本及び利益に鑑みて、右の資金調達計画には特に問題とすべき点があるとは解されないから、同社には本件原子炉を設置するために必要な経理的基礎があつたものと認められる（なお、本件処分に基づいて、その後実際に本件原子炉施設が建設され、使用前検査に合格して、運転を開始したことは当裁判所に顕著な事実であるところ、右事実によつても、日本原電に右経理的基礎があつたことが裏付けられたということができる。。）
これに対し、原告らは、日本原電が昭和三二年の創業以来二二年間も累積赤字を重ねたこと等を理由に、同社には経理的基礎がないと主張し、右累積赤字の点につき、これに沿う証人Ｍの証言及び同証人の著書（成立に争いのない甲第九一号証）がある。しかし、規制法二四条一項三号が要件としているのは「原子炉の設置」に必要な経理的基、礎であつて「原子炉の運転」についての経理的基礎ではない（このことは、技術的能力に、つ、。、いてはこれらの両方についての要件とされていることと対比すれば明らかである   なお、、これは運転についでの経理的基礎を必要としないことを必ずしも意味するわけではなくただ、原子炉設置許可に際しては、設置のための経理的基礎のみを要件として審査するものとされているにすぎない。したがつて、日本原電が原子炉の運転すなわち発電所の。）操業により収益をあげてきたか否か、事故が発生したにもかかわらず運転を続行したか否か等の点は、規制法二四条一項三号の要件たる経理的基礎と直接関わりを有する事項とはいえず、前判示のように、原子炉施設の工事に必要な資金の調達の面から右要件の充足の有無を判断すれば足りるから、原告らの主張事実が仮に認められるとしても、前記判断を左右するものではない。
よつて、日本原電に経理的基礎があるものとした本件処分には、原告ら主張のような違法はない。


三三号要件中「技術的能力」について
規制法二四条一項三号中、申請者に原子炉の設置及び運転に係る技術的能力があるかどうかについては、原子炉設置許可申請書に添付すべき「原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書（原子炉規則一条の二第二項五号）等に基づいて判断するこ」とが予定されており、その判断は、前判示の専門技術的裁量に基づいて、申請者に原子炉の設置すなわち原子炉施設の詳細設計、工事を進めるのに十分な技術者が確保されているか否か、更に運転が開始される時までに運転を適確に遂行するのに十分な技術者が確保されることになつているか否かという観点から行われるものと解される。そこで、これを本件についてみるに、前掲乙第二、第五、第三五号証及び証人Ａの証言によれば、本件安全審査において安全審査会は、申請者である日本原電が、東海、敦賀両発電所の建設と運転の実績を有していること、本件発電所の運転に当たつては運転開始当初必要とする技術要員を約一〇〇名予定しており、これらの技術要員については東海、敦賀両発電所の運転経験者を重点的に配置するとともに建設期間中に所要の教育訓練を実施することになつていることから、規制法二四条一項三号の技術的能力を有するものと認める旨判断したものと認められ、前掲乙第七号証によれば、原子力委員会も、右の安全審査会の審査結果のとおり日本原電に右の技術的能力があるものと認める旨判断して、内閣総理大臣に対してその旨答申をしたことが認められる。また、前掲乙第二、第五号証によれば、本件申請書添付書類中に右に沿う記載があり、日本原電が右のような技術要員を有し、かつ、その配置、教育訓練についての計画を有していたことが認められる。したがつて、右の申請書添付書類の記載に基づいて日本原電に前記技術的能力があるとした本件安全審査における前記判断には合理的根拠があり、裁量権の逸脱又は濫用があつたものと認めるべき事由はないから、右判断に違法はない。
原告らは、日本原電が昭和五六年四月に敦賀発電所において放射能流出事故を起こしたこ（）、と及び事故についての監督官庁への報告を怠つていたこといわゆる事故隠し   をもつて日本原電に技術的能力がない旨主張する。しかし、右の報告を怠つたことが前記のような観点からする技術的能力の判断に何らの関係をも有しないものであることは明らかであ
り、
また、本件処分から八年以上も後に本件発電所とは別の発電所において事故を起こしたことをもつて、前記のような観点からする技術的能力の判断に裁量権の逸脱等があつたものということはできない。
また、原告らは、日本原電が本件申請において使用済燃料の再処理を動燃に行わせることができると判断していたことをもつて、同社が技術的能力を欠いていたと主張する。しかし、動燃が使用済燃料の再処理技術を確立しているか否かについて判断をする能力と原子炉の設置及び運転に関する技術的能力とは直接の関係がないばかりか、当時は、我国においては原則として動燃のみが再処理事業を行うものであることは規制法自体が予定していたところであり（四四条、かつ、前掲乙第一九号証によれば、動燃の再処理施設は、昭）和五二年に試運転し、昭和五三年には本格運転の見込みであつたことが認められ、日本原電もそのように予定したからといつて、同社の技術的能力に格別の疑義を生ずるものではないことが明らかである（なお、前掲第一号証によれば、本件申請において日本原電は、使用済燃料は原則として動燃に送り再処理を行うとしているだけあつて、動燃以外の者による再処理もありうることを予定していることが認められる。よつて、原告らの右主。）張も失当である。
以上のとおり、本件処分において規制法二四条一項三号の要件中技術的能力に係る部分を充足するものとした点に、原告ら主張のような違法はない。第六章本件処分の実体的適法性（その二、規制法二四条一項四号要件について）
第一はじめに
一四号要件適合性の審査
規制法二四条一項四号の要件適合性の審査は、前判示の専門技術的裁量に基づき、当該原子炉施設の基本設計において当該原子炉施設の位置、構造及び設備が災害の防止上支障がないものであるか否かについて行われるものであることは、前判示のとおりである。右の審査の資料として法令が予定しているものは、申請書に記載される「原子炉を設置する工場又は事業所の所在地（規制法二三条二項四号「原子炉施設の位置、構造及び設」）、備（同項五号）並びに申請書添付書類のうち「原子炉施設を設置しようとする場所に関」する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況に関する説明書」等原子炉規則一条の二第二項六号ないし一〇号の書類等である。
これを本件についてみるに、前掲乙第三五号証によれば、本件安全審査において安全審査会は、日本原電の提出した本件申請書及びその添付書類等に基づき、本件原子炉施設の設置許可段階における基本的計画（基本設計）が安全上から妥当であるかどうかを検討したことが認められ、その結果、前記認定のとおり、本件原子炉施設の設置に係る安全性は十、、、分確保しうるものと認め原子力委員会も   右の安全審査会の審査結果のとおり判断して内閣総理大臣に対してその旨答申した次第である。
右の規制法二四条一項四号の要件の適合性についての審査、判断の違法性の有無を検討する前提として、まず、本件原子炉施設は発電用原子炉施設であるから、発電用原子炉施設の仕組みについて、次いで原子炉施設の潜在的危険性について、そして、原子炉施設の安全性の意義及びその審査について、順次検討することとする。
二発電用原子炉の仕組み
本件原子炉が沸騰水型の軽水型原子炉（ＢＷＲ）であることは、当事者間に明らかに争いがないところ、成立に争いのない乙第一六、第二一、第二二号証等によれば、軽水型原子
炉にはＢＷＲとＰＷＲがあること、
これらの構造は別紙第一図及び第六図のとおりであること、ＢＷＲの燃料、圧力容器内の構造はそれぞれ第二図、第三図のとおりであること等、被告が被告の主張第六節第一款第一において主張するとおりの事実が認められる。
三原子炉施設の潜在的危険性
１想定されている危険性
規制法二四条一項四号が審査することとしている原子炉施設の安全性とは、その文言上、使用済燃料を含む核燃料物質、原子核分裂生成物を含む核燃料物質によつて汚染された物又は原子炉によりもたらされるおそれのある災害を防止しうるものであることを意味することが明らかであるところ、基本法二〇条の規定に鑑み、そこで想定されている潜在的危険性は、主として放射線による生命、身体の損傷及び放射性物質による環境の汚染であると解するのが相当である。なお、原子炉施設に特有でない事項、たとえば温排水の熱的影響による危険性が、これに含まれないものであることは、既に判示したとおりである。そこで、放射線の種類とその人間に及ぼす影響について、次に検討する。
２放射線の種類とその人間に及ぼす影響


放射線の種類とその人間に及ぼす影響の概要については、ほぼ当事者間に明らかに争いがないが、右争いのない事実と前掲乙第一六、第二二号証、成立に争いのない甲第八、第一〇、第一一号証、乙第一四、第二六、第五二、第五九、第六〇号証等により認められる事実とを要約すれば、次の（一）ないし（七）のとおりである。（一）放射性物質から放出される放射線の量は、時間の経過とともに減衰するが、減衰速度は放射性物質の種類（核種）により異なる。放射性物質は天然にも存在するが、人工的にも生成され、原子炉においても種々の核種の放射性物質が生成される。（二）放射線（電離放射線）には、アルフア線、ベータ線、中性子線等の粒子線と、ガンマ線、エツクス線等の電磁波とがある。
（三）これらの放射線は、その種類ごとに物質との相互作用及びその透過力に大きな違。、、、   、いがあるまずアルフア線は   物質との相互作用が大きいため透過力が極めて小さく空気中でも数センチメートル程度しか透過できず、薄い紙一枚でも遮へいすることができる。ベータ線は、物質との相互作用がアルフア線に比べるとはるかに小さいが、空気中でも数十センチメートルないし数メートル程度しか透過できず、数ミリメートルの厚さのア
ルミニウム、
プラスチツク等の板で遮へいすることができる。ガンマ線やエツクス線は、物質との相互作用が極めて小さいため、透過力は非常に大きく、厚い鉛板、コンクリート等により遮へいすることができる。中性子線は、その速度により物質との相互作用に違いがあり、低速度のものは透過力が小さく、高速度のものは透過力が大きい。高速中性子は、パラフインや水等の物質中で減速させることができ、減速された中性子線は、厚いコンクリート等により遮へいすることができる。
（四）右のような性質を有する放射線は、人間の組織に対しても励起ないし電離作用を及ぼすが、人間はこれを五感により感ずることができない。（五）人間に対する放射線による被曝は、体外に存在する放射性物質からの放射による外部被曝と、体内に採り込んだ放射性物質からの放射による内部被曝とに分けられる。このうち、外部被曝の場合には、アルフア線においては皮膚表面のみの被曝となり、ベータ線においてはほぼ皮下二センチメートル以内の被曝となり、いずれも体内器官はほとんど被曝しないが、ガンマ線においては身体内部も含め全身がほぼ均等に被曝する。これに対し、内部被曝の場合には、アルフア線やベータ線は、そのほとんどのエネルギーを周囲に与えることになる。
（六）放射線の量を表わす方法としては、物質が吸収するエネルギーの量を基準にする場合には、吸収線量といい、単位としてはラドを用いる。これに対し、人体に対する影響を基準にする場合には、線量当量といい、単位としてはレムを用いる。ベータ線、ガンマ線においては、一ラドが一レムに相当するが、アルフア線においては、一ラドが一〇レムに相当するとされる（以下、単に「線量」というときは、原則として線量当量を指すものとする。。）
（七）放射線の人間に与える障害には、被曝した個人に現れる身体的障害とその子孫に現れる遺伝的障害とがある。このうち、身体的障害には、一時に比較的高線量（通常二五レム以上）の放射線を被曝した場合に、急性死亡、白血球の減少、脱毛、皮膚障害等の症状となつて現れる急性障害と、比較的低線量の放射線を被曝した場合でも、数か月から数年以上、長い場合には数十年の潜伏期を経てから、白血病その他のガン、白内障等の症状となつて現れる晩発性障害とがある。これらのうち、急性障害の場合は、線量の大きさと
症状の重さに相関関係があるが、
晩発性障害等の場合には、右の相関関係はなく、線量の大きさと発現率との間に相関関係がある。なお、晩発性障害等の場合には、その症状が他の原因によつても生じうるものであるから、被曝と発現との間の時間が長いこと、被曝により必ず発現するものではないことと相まつて、特定の個人についてその症状が放射線、殊に人工放射線によるものかどうかを判別することはできない。
３放射線の被曝線量と障害発生との関係におけるしきい値の存否放射線の被曝線量と障害発生との関係、特に、低線量の放射線被曝と晩発性障害（特に、白血病その他のガン。以下「晩発性障害」というときはガンを指す）及び遺伝的障害、。の発生との間にどのような関係があるかという点について、当事者間に争いがある。すなわち、原告らは、被曝線量と晩発性障害等との間には直線的比例関係があり、どのような低線量であつても晩発性障害等を生じる、すなわち、放射線による晩発性障害等については「しきい値」がないと主張し、被告は、被曝線量と晩発性障害等との間の関係は、低線量域では解明されていないと主張する。そこで、右の問題のうち、しきい値の有無について以下検討する。
（一）成立に争いのない甲第二二、第二四、第二五、第九五号証、乙第二五号証、前掲乙第一四、第一六、第二六、第五二、第五九、第六〇号証及び証人Ｎ、同Ｏの各証言によ、、れば放射線被曝と人間に生ずる障害との関係にしきい値があるか否かの問題については身体的障害のうちの急性障害に関してはこれを肯定するのが一般的であるが、晩発性障害等に関しては、被曝した放射線の量の大小によつて障害の重さは変わらず、その発生頻度が変わるという性質を有することを理論的根拠とし、動植物についての実験結果、人間についての統計的結果等から明白な裏付けが得られたとして、線量が低くなるほど晩発性障害等の発生頻度（確率）は低くなるが、どのような低線量であつてもその確率を零とすることはできない、すなわち、しきい値がないものと断定する見解、これらの結果等からしきい値がないとまでは断定できないが、そう推定すべきであるとする見解ないし放射線防（、護の観点からそう仮定すべきであるとする見解後に判示するＩＣＲＰはこの見解を採りしきい値のない直線関係を仮定する）があり、しきい値があるとする見解はほとんどな。いことが認められる。そして、
右各証拠による限りは、昭和四七年当時も現在も、しきい値がないと仮定する見解が昀も支配的であると認められる。
（二）ところで、原子炉設置許可に係る安全審査においては、右のしきい値の存否の問題は、原子炉施設の周辺の住民又は環境が被曝する放射線の量が許容限度内にあるか否かの判断をする前提として考慮の対象となるべきものであるところ、この問題は前判示の専門技術的裁量に係る事項というべきである。


しかして、しきい値の存否について前記認定のような諸見解の存する状況下においては、しきい値があるとする見解に立つものでない限り、裁量権の逸脱等があつたものといえないと認めるべきであるところ、前掲乙第三五号証によれば、本件安全審査においては、ＩＣＲＰの勧告に基づき下限を設けることなく実用可能な限り放射性物質の放出を低くすることを目標とすべきであることを方針としたことが認められるから、しきい値があるとする見解に立つものではないことが明らかである。したがつて、本件安全審査においては、この点に関して裁量権の逸脱等があつたということはできない。（三）のみならず、しきい値の存否について、これがないと断定する見解、推定する見解ないし仮定する見解のいずれによつても、結論としてしきい値がないものとして原子炉施設の安全性を審査することになるから、そもそも、右のいずれの見解を採用するかの点は、本件安全審査の内容における違法性に影響を及ぼすものではないというべきである。すなわち、原子炉施設が放射性物質を排出することが一定の範囲で許容されるか否かは、しきい値の不存在を肯定するかこれを仮定するかにより決まるのではなく、規制法二四条一項四号の解釈及び低線量域における線量と効果の具体的関係によるものということができる。
四原子炉施設の安全性の意義及びその審査
１原子炉施設の安全性
規制法二四条一項四号が規定する災害の防止とは、主として放射線障害を防止することであり、他方、放射線障害の発生にはしきい値がないと考えるべきであることは、前判示のとおりである。そうすると、右規定が放射線障害の発生を如何なる意味においても完全に防止することを要件とする趣旨であるとすれば、原子炉施設の周辺住民に対する関係においては、放射線を環境に全く放出しないものでなければならない（従業者に対する関係においては、それでも不十分である。。）
ところが、弁論の全趣旨によれば、原子炉は、その運転により不可避的に一定の放射性物質を環境に放出する施設であるということができる（このことは、原子炉規則一四条において、気体状の放射性廃棄物は、排気施設によつて廃棄し（一の三号、その場合は、排）気中における放射性物質の濃度をできるだけ低下させることとされ（八号、液体状の放射）性物質は、排水施設等によつて廃棄し（二号、排水施設による場合には、排水中における）放（）。）。射性物質の濃度をできるだけ低下させることとされている九号   ことにも表れているまた、原子炉施設も人工の施設である限り、どのような安全上の対策を講じても、絶対的に事故を発生しないということがありえないことは、経験則上自明というべきである。そうすると、規制法二四条一項四号の規定を前記のように放射線による障害の発生を完全に防止する趣旨の規定と解するときには、原子炉の設置は現実にはおよそ許容される余地がないことになる。
しかしながら、規制法自体は、原子炉の設置を一定の要件の下に許容することを当然の前、（、。）。提とするものであることは   自明のことというべきであるなお基本法第六章も同じしたがつて、規制法二四条一項四号は、原子炉施設が放射性物質を環境に放出するものであること等を前提にした上で、これによる災害発生の危険性が社会観念上無視しうる程度に小さいことを要件とするものと解すべきである（なお、後に判示するとおり、ＩＣＲＰが、既に昭和三〇年において、放射線障害にしきい値のないことを仮定した上で、被曝を可能な昀低レベルにまで引き下げるあらゆる努力を払うべきであることを勧告していたことから、規制法の制定された昭和三二年当時から、しきい値のないものと仮定すべきことは、世界の支配的な考え方であつたことが明らかである。また、成立に争いのない甲第六号証によれば、規制法案の審議に際し、昭和三二年五月六日、Ｐ参考人が、衆議院科学技術振興対策特別委員会において、放射線はどんなに微量でもそれなりの害がある旨述べたことが認められる。したがつて、規制法は、このような知見があることを前提としつつ定められたものであるということができる。このような立法者の考え方は、放射線障害。）防止の技術的基準に関する法律三条においても明らかにされているものということができる。
そもそも、人間の生命、身体の安全は、
昀大限の尊重を必要とする重大な法益であることは改めていうまでもないが、文字どおりの意味において人間の生命身体に対する害が又はこれを生じる危険性   可能性がそ、、   （）（の取扱い上の人為的要因に基づく場合を含めて）絶対的に零でなければ人間社会において存在を許されないとするならば、放射線のみならず、現代社会において現に存在が受容されているおびただしい物質、機器、施設等がその存在を否定されるべきこととならざるをえない（たとえば、水力発電所も火力発電所も例外ではありえない。これを放射線に。）限つてみても、前掲乙第一四、第一六、第五二号証、成立に争いのない乙第一五号証及び証人Ｆの証言によれば、建築材（レンガ、石材、コンクリート等、テレビ、食品（牛乳、）サラダ油、ウイスキー等、石油、石炭、天然ガス、温泉等、量の多少はあつても、放射線）を発するものが数多く存在していること、航空機による飛行をすることによつても、平地にいるよりも放射線（宇宙線）を多く被曝すること等の事実が認められる。放射線による障害にしきい値がないとすれば、そして、人間の生命、身体の安全は絶対的な意味で保護されなければならないとするならば、右に掲げたものも総て、その存在、利用が許されないものといわなければならない。しかし、そのような考え方が社会通念に反するものであることは多言を要せず、これらによる害が社会観念上無視しうる程度に小さければ（医療用放射線等そのもたらす益が大きいときは、その害が無視しえない程度であつても、その）存在は許容されるものというべきである。このことは、当然原子炉施設についても妥当するものである（なお、基本法一条は、原子力の研究、開発及び利用を推進することが将来におけるエネルギー資源の確保及び学術の進歩と産業の振興とを図ることとなり、人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することになるとの考え方を明言しており、このことは規制法を解釈する上でも、当然考慮されるべきである。この点からも、規制法二。）四条一項四号を前記のように解するのが相当であるといえる。右のような規制法二四条一項四号の解釈からすれば、原子炉施設の安全性の確保は、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的
に少なくし、
これによる災害発生の可能性をいかなる場合においても社会観念上無視しうる程度に小さく保つことにあるということができる。
２安全審査の方針及び審査事項
（一）原子炉施設の安全性の確保の意味が右に判示したとおりであることからすれば、原子炉設置許可処分に際しての安全性の審査は、原子炉施設の位置、構造及び設備が、その基本設計において、原子炉施設から排出する放射性物質を可及的に少なくし、これによる災害発生の可能性を社会観念上無視しうる程度に小さくするような方策が講じられているかどうかについて行われるべきものと解される。


（二）これを本件についてみるに、前掲乙第三五号証、証人Ｅの証言及び弁論の全趣旨によれば、本件安全審査は、平常時はもちろん、地震、機器の故障その他の異常時においても、一般公衆及び従業員に対して放射線障害を与えず、かつ、万が一の事故を想定した、、場合にも一般公衆の安全が確保されるべきであることを基本方針としたこと具体的には（１）立地条件（２）原子炉施設（３）放射線管理及び平常運転時の被曝評価   （４）、、、各種事故の検討並びに（５）災書評価の五項目について検討した（このほか、前記の技術的能力についても検討されている）こと、右の審査方針に従つて右の審査事項を安全確保。対策の観点から体系的に三つに大別すると、次の（１）ないし（３）のとおりであることが認められる。
（１）本件原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策イ原子炉施設を取り巻く自然的立地条件に万全の配慮をしているか。ロ原子炉の運転の際に異常状態が発生することを可及的に防止するための対策（異常状態発生防止対策）が講じられているか。
ハ仮に異常状態が発生したとしても、それを早く発見し、それが拡大したり、更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを極力防止するための対策（異常状態拡大防止対策）が講じられているか。ニ万一右のような事態が発生した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常放出（）。という結果が防止されるための対策放射性物質異常放出防止対策   が講じられているか（２）本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策イ原子炉施設の平常運転に伴つて環境に放出される放射性物質の量を、これによる公衆の被曝線量が許容線量等を定める件二条に規定する許容被曝線量（年間〇・五レム）以下となるようにするための対策が講じられているか。ロ更に、右の公衆の被曝線量を実用可能な限り右の許容被曝線量より低減させるようにするための対策が講しられているか。
（３）本件原子炉施設と公衆との離隔に係る安全確保対策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（重大事故）及び重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない事故（仮想事）。故の発生を想定しても公衆の安全が確保されるよう原子炉と公衆とが十分離れているか（三）ところで、前記（一）の安全審査の理念の範囲内において、具体的にどのような審査方針を樹立し、どのような事項について審査を行うかは、既に判示したとおり、安全審査会がその専門技術的知見を総合して決すべき裁量事項である。そして、右認定の本件安全審査における審査方針及び審査事項は、その内容に鑑みれば、右の安全審査の理念の範囲内にある合理的なものと認めるのが相当であり、右の審査方針の樹立及び審査事項の選定自体に裁量権の逸脱等があるものと認むべき根拠はない（もつとも、右の審査事項のうち（２）イについては、許容線量等を定める件二条の規定する公衆の許容被曝線量以下であれば公衆の安全が確保されるといえるのかどうかの点に争いがある。この点については、後に検討する。なお、右の審査項目には、固体廃棄物の昀終処分、使用済燃料の。）再処理、核燃料等の輸送、廃炉等が含まれていないが、これらが原子炉設置許可処分に際しての安全審査の対象となるものではないことは既に判示したとおりであつて、そのことをもつて裁量権の逸脱等があるといえないことは明らかである。
３公衆の許容被曝線量
（一）本件安全審査において安全審査会が平常運転時の公衆の被曝線量に係る審査基準とした許容線量等を定める件二条の規定につき、原告らは、その年間〇・五レムという許容被曝線量値が不当に高いと主張する。既に判示したとおり、放射線の被曝線量と障害発生率との間にはしきい値がない（少なくとも、そのように仮定すべきである）から、年間〇・五レム以下の被曝であつても、何らかの障害発生の危険性は肯定せざるをえない。し
かし、前判示のとおり、
右の危険性が社会観念上無視しうる程度に小さいものであれば、右の線量値を安全性の審査基準としたことに違法はないものというべきである。そこで、この点につき以下検討する。
（二）証人Ｆの証言及び弁論の全趣旨によれば、右の許容線量等を定める件二条の許容被曝線量値（一年間につき〇・五レム）は、ＩＣＲＰの昭和三三年の被曝線量限度に関する勧告を尊重し、放射線審議会の答申を受けて科学技術庁告示をもつて定められたものであることが認められる。右の放射線審議会は、総理府に置かれる附属機関であり（放射線障害防止の技術的基準に関する法律四条、関係行政機関の長の諮問により放射線障害の）防（、）、止に関する技術的基準に関する事項を調査審議して答申するものとされ同法五   六条関係行政機関の職員及び放射線障害の防止に関し学識経験のある者のうちから内閣総理大臣により任命された委員三〇人以内で組織される（同法七条一、二項。そして、右の技）術的基準を策定するに当たつては、一般国民の受ける放射線の線量を、その者に障害を及ぼすおそれのない線量以下とすることをもつて、その基本方針としなければならない（同法三条）から、放射線審議会の答申も、当然右の基本方針に従つてされるべきものである。これらの点に鑑みれば、許容線量等を定める件二条の許容被曝線量値は、我国の多数の放射線障害の防止に関する専門家により原子炉施設の周辺住民に障害を及ぼすおそれのない。、放射線の線量値であるものとして認められたものであるということができるしたがつてこの値を本件安全審査においても安全性の基準として採用したことには、既に十分の合理的根拠があるということができるが、前記答申はＩＣＲＰの勧告を尊重してされたものであるというのであるから、右勧告自体が妥当なものかどうかも問題となりうる。（）、、   、、、三   そこで右ＩＣＲＰの勧告に関して検討するに前掲乙第一四   第一六第二五第二六、第五九、第六〇号証、成立に争いのない甲第六一号証、第二七号証、証人Ｆ、同Ｏの各証言及び弁論の全趣旨によれば、次の（１）ないし（８）の各事実が認められる。（１）ＩＣＲＰは、昭和三年に、第二回国際放射線医学会議によつて「国際エツクス線及びラジウム防護委員会」として創立され、その後、昭和二五年に組織改正及び改称がされ、現在に至つている。委員会は、


委員長一名と一二名以内の委員とで構成され、委員は、国際放射線医学会議への各国の代表団及びＩＣＲＰ自身によつてＩＣＲＰに提出された被指名者の中から、ＩＣＲＰが選出し、同会議の国際執行委員会の承認を受けるものとされている。そして、委員は、国籍によつてではなく、専門分野の適切な均衡を考え、放射線医学、放射線防護、物理学、保健物理学、生物学、遺伝学、生物化学及び生物物理学の諸領域における著名な業績に基づいて選出されるものとされている。また、委員会は、専門委員会を置くことができ、更に、専門委員でない専門家にも臨時の作業グループとして協力を求めることができるものとされている。このようにして、実際上も、欧米を中心として、世界各国の専門家が、委員、専門委員又は臨時作業グループ員として、ＩＣＲＰの活動に参加している。ＩＣＲＰは、世界保健機関（ＷＨＯ）及び国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と公的な関係を有し、国際連合原子放射線の影響に関する科学委員会（ＵＮＳＣＥＡＲ）等と協力関係を保つている。ＩＣＲＰの方針は、適切な放射線防護方策の基礎となる基本原則を考えることであり、その勧告は、各国において放射線防護を実施に移す責任をもつ専門家に指針を与えようとするものである。
（２）ＩＣＲＰは、昭和三年に昀初の勧告を発刊して以来、昭和六年、昭和九年、昭和一二年に報告書を刊行し、昭和二五年の組織改正以降は、基本的な勧告を昭和二六年、昭和三〇年、昭和三四年（昭和三三年採択、昭和四一年（昭和四〇年採択）及び昭和五二）年に刊行してきた。その間も、常に昀新の科学的知見に基づいて勧告の修正を行つてきている。
（３）ＩＣＲＰは、昭和三三年採択の勧告において、被曝線量の制限値として、職業人に対しては許容集積線量を５（年齢－１８）レムと、公衆人に対しては許容線量を一年につき〇・五レムとした。また、昭和四〇年採択の勧告においては、職業人に対して昀大許、。容線量を一年につき五レムと公衆人に対しては線量限度を一年につき〇・五レムとしたそして、昭和五二年の勧告においては、職業人に対して線量（当量）限度を一年につき五、（）。   、レムと公衆人に対しては線量当量   限度を一年につき〇・五レムとした右のとおりＩＣＲＰの勧告は、常に再検討が加えられてきたが、公衆人に対する許容線量（昭和四〇年以降は線量限度。以下同様）としては、。
昭和三三年採択の勧告以来、一貫して年間〇・五レムである。（４）ＩＣＲＰの右の勧告は、被曝線量と晩発性障害等の発生率との間にしきい値がない（直線関係が存在する）ものとの仮定に立ちつつ、被曝をもたらす活動から得られる利益を考慮して、他の職業上ないし日常生活におけるリスクとの比較をしつつ、社会的に容認又は正当化しうる線量の限度を提供するものである。その観点から、職業人に対する許容線量が決められ、公衆人に対する許容線量は、その一〇分の一と決められてきた。公衆人に対する許容線量が職業人に対するものの一〇分の一とされた理由としては、公衆の中には放射線の影響を受けやすい子供がいること、公衆の構成員は被曝するかしないかに関しての選択の自由がないこと、被曝から直接的利益を何も受けないこと、人選、監督及びモニタリングを受けないこと、自分自身の別の職業の危険にさらされていること等が掲げられている。
（５）右の数値が昭和三三年に初めて定められたのはＩＣＲＰがＮＡＳの考えを採用したことによる。すなわち、昭和三一年、ＮＡＳは初めて放射線障害防止の原則として、国民全体にわたる遺伝線量制限という新しい概念を導入し、平均生殖年齢に達するまでの総被曝線量を平均一〇レム以下に押さえるべきことを提案した。その根拠は「人が一世代、（三〇年）の間に受けている放射線量は、自然放射線として約三レム、医療用として約二レム（当時の値）と見られる。今後原子力利用の代価として、三〇年間に新たに五レム程度の被曝量を加えてもさしたる障害は認められないであろう」という見解である。五レムの被曝量の増加により、将来発生するであろう障害量の増加は、倍加線量（障害発生率を自然発生率の二倍にする線量）を三〇レムとした場合は発生量に対し一六パーセント増、倍加線量を一〇〇レムとした場合では五パーセント増と見積もられ、ＮＡＳは、これは耐えられない数字ではないと考えた。ＩＣＲＰは、この三〇年間に五レムという枠の中で、線量限度を前記のとおりと決定した。


（６）昭和五二年のＩＣＲＰの勧告においては、放射線誘発ガンに関する死亡のリスク、、係数は男女及び総ての年齢の平均値として一レム当たり約一万分の一であるとした上で公衆の個々の構成員の容認できるであろう死亡リスクを年当たり一〇万ないし一〇〇万分の一とすると、公衆の個々の構成員の生涯線量当量を、一生涯を通して年当たり〇・一レムの全身被曝に相当する値に制限すればよく、そのためには、一年につき〇・五レムという全身線量当量限度を用いればよいとしている。（７）ＩＣＲＰは、許容線量値の勧告をすると同時に、前述のしきい値がないとの仮定に基づき、実際の被曝をできる限り少なくするようにとの勧告を行つてきた。ただし、その文言は、変遷してきている。すなわち、昭和三〇年の勧告では「総ての種類の電離放、射線に対する被曝を可能な昀低レベルにまで（ｔｏｔｈｅｌｏｗｅｓｔ   ｐｏｓｓｉｂｌｅｌｅｖｅｌ）引き下げるあらゆる努力を払うべきであることを強く勧告する」であつたのが、昭和三三年採択の勧告では「総ての線量を実行可能な限り低く（ａｓｌｏ、ｗａｓｐｒａｃｔｉｃａｂｌｅ）保つべきこと、及び、どのような不必要な被曝も総て避けるべきであることを勧告する」となり、昭和四〇年採択の勧告では「いかなる不必要な、被曝も避けるべきであること、並びに、経済的及び社会的な考慮を計算に入れた上、総ての線量を容易に達成できる限り低く（ａｓｌｏｗａｓｒｅａｄｉｌｙ   ａｃｈｉｅｖａｂｌｅ）保つべきであることを勧告する」となり、更に昭和五二年の勧告では「総ての、被曝は、経済的及び社会的な要因を考慮に入れながら、合理的に達成できる限り低く（ａｓｌｏｗａｓｒｅａｓｏｎａｂｌｙａｃｈｉｅｖａｂｌｅ）保たなければならない」となつた。右のように、表現が徐々に緩やかなものに変遷してきたことについては、専門家の間にも、勧告の後退であり「なんらかの圧力によつてＩＣＲＰが影響を受けたのでは、ないか」という問題指摘をする意見があるが、一方「基本的精神が変わつたのではなく、、表現をより具体的に、よりわかり易くしたためである」との意見もある。（８）ＩＣＲＰの勧告は、米国、カナダ、ソ連等世界各国で尊重され、前記の許容線量（線量限度）は、各国の法令に採り入れられている。
以上認定の（１）ないし（８）の事実によれば、ＩＣＲＰが昭和三三年採択の勧告以来一貫して公衆人の許容線量（線量限度）としてきた一年につき〇・五レムという値は、昭和四七年当時も現在も、世界で昀も支配的かつ妥当な数値として採用され続けてきているものであると認められる。
（四）これに対し、原告らは、ＩＣＲＰの勧告値は、あいまいで科学的根拠を持たず、昀近の研究結果により放射線の危険性がより大きいことが明らかになつてきているのにこれが反映されておらず、かつ、その線量による障害発生率は非常に高いから不当に高いものである等と主張する。
、、、、   、、確かに前掲甲第二二   第九五号証乙第二五第五二号証   成立に争いのない甲第一五第一四三、第一四五、第二八五号証、乙第二四号証、証人Ｑの証言により真正に成立した、、（）   （）と認められる甲第一四四号証右証言及び証人Ｏの証言によれば次の   １ないし６の各事実が認められる。
（１）ＩＣＲＰは、昭和四〇年採択の勧告において、公衆人の線量限度を職業人の許容線量の一〇分の一（〇・五レム）と決めるにつき「現在この点についての放射線生物学、上の知見が十分でないので、この係数の大きさにはあまり生物学的意義を持たせるべきではない」と述べている。
（２）ＩＣＲＰの昭和四〇年の推定によれば、一〇〇ラド（レム）未満において被曝線量と障害発生との間に直線的比例関係があると仮定した場合に、一〇〇万人が一ラド（レ）、、、ム   の被曝をすれば白血病が約二〇例その他の致命的なガンがやはり約二〇例発生しその子孫一〇世代の間に約二〇〇〇例の遺伝的死が起こるであろうと推定されている。この推定値の基礎とされた資料は、昭和三九年までに明らかにされていた広島、長崎における原爆被曝生存者、強直性脊椎炎のための照射を受けた患者及びまだ胎内にある時に診断照射を受けた子供達についての調査結果である。
（３）英国のスチユワート（スチユアート）は、昭和三〇年以降、人間の胎児が放射線を被曝した場合の小児ガンと白血病の発生率について研究結果の発表をしてきたが、昭和四五年に、ニ－ル（ニーレ）と共同で、右の発生率につき、被曝が妊娠一三週以内であれば三分の一ラドで、妊娠後期であれば約一・五ラドで、発生率が自然発生率の二倍になる（倍加する）とし、誕生の少し前に放射線によつて一レムの被曝を受けた一〇〇万人の子供からは、放射線誘発によるガンにより、一〇歳以前に死亡する者が三〇〇ないし八〇〇人超過して現れるであろうという研究結果を発表した。（４）米国のゴフマン及びタンプリンは、昭和四五年に、右スチユワートらの研究を含む各種の研究データから、人間の各種のガンの倍加線量は、少なく見積つても、大人の場
合には平均して五〇ラドであり、
一ラドの放射線被曝によつて、各種のガンの発生率を二パーセント上昇させ、子供の場合には倍加線量は五ないし一〇ラド、一ラド当たりの発生率の増加は一〇ないし二〇パーセント、更に子宮内胎児の場合には倍加線量は三分の一ないし一・五ラド、一ラド当たりの発生率の増加は六〇ないし三〇〇パーセントであるという見解を発表した。また、ゴフマンらは、昭和四四年に、米国の全国民が毎年平均〇・一七ラド（米国の平均許容被曝線量値）を被曝すると、三〇年間で五ラドを被曝することになるから、ガン死者は一〇パーセント増加することになり、毎年少なくとも三万二〇〇〇人のガン死者が増加することになると発表した。


（５）米国のマンクーゾ（マンキユーソー）及び前記スチユワート、ニールは、昭和五二年、米国のハンフオード原子力工場の労働者の記録に基づいて、放射線被曝による人間の各種のガンの倍加線量について、別表１のような研究結果を発表し、放射線による発ガ、。ンのリスクはＩＣＲＰのリスク推定値より一〇ないし二〇倍高いという見解を表明したまた、その後、英国のロートプラツト、米国のモーガンらも、右リスクはＩＣＲＰの推定値より六倍ないし八倍高いとの見解を表明した。
（６）昭和五六年になつて、米国のローレンス・リバモア国立研究所（ＬＬＮＬ）とオークリツジ国立研究所（ＯＲＮＬ）の研究員らが、それぞれ、広島と長崎の原爆被曝者の放射線被曝線量の推定の見直し作業をした結果を発表した。その結果は、いずれも、従来用いられてきた線量（Ｔ六五Ｄ線量）に比較して大幅に低く、したがつて、これを基礎資料として行われてきた従来のリスク推定は著しく過少評価である疑いがあり、全面的に再検討しなければならないとの指摘がされている。そして、昭和五七年には、日米両国により線量再評価委員会が設置され、広島、長崎の原爆被曝線量の再評価の作業が開始されている。
また、成立に争いのない甲第六一号証、乙第三七号証の一及び前掲甲第八号証によれば、次の（７）の事実が認められる。
（７）原子力委員会は、昭和五〇年五月、線量目標値指針を定めて、発電用軽水炉施設の通常運転時における周辺公衆の被曝線量についての努力目標値を、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量の評価値及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝
線量の評価値の合計値として年間五ミリレム、
放射性よう素に起因する甲状腺被曝線量の評価値として年間一五ミリレムと定めた。同様に、米国においては、昭和四六年、発電用原子炉の設計及び運転指針として、液体放射性物質の影響につき、全身に対し三ミリレム毎炉年、いかなる器官に対しても一〇ミリレム毎炉年、気体放射性物質の影響につき、全身に対して五ミリレム毎炉年、皮膚に対して一五ミリレム毎炉年、甲状腺に対する総ての放射性物質の影響につき一五ミリレム毎炉年が指針として定められた。そのほか、カナダ、ドイツ、英国、ソ連等においても、線量目標値として低い線量値が定められるに至つている。
以上の（１）ないし（７）の事実によれば、原告らの前記主張にも相当程度の根拠があるものということができる。
（五）しかし、他方では、以下の（１）ないし（６）のような事実を指摘することができる。
（１）前掲乙第二六号証によれば、ＩＣＲＰは、昭和五二年の勧告の中で「委員会が、以前に勧告した線量当量限度は二〇年以上にわたつて使われてきた。それは国際的に広く使われ、多くの国及び地域において法律の中に組み入れられてきた。更に、委員会が勧告し、。た線量制限体系が十分なレベルの安全を保つことに失敗したことを示す証拠は何もないしかし委員会は、線量当量限度のレベルをいくらかでも変える必要があるかどうかを決定、。」するために委員会の線量当量限度を現在の知識に照らして見直すことが適切と考えると述べながら、放射線誘発ガンに関する死亡のリスクを一レム当たり一万分の一の危険率と仮定し、この仮定は公衆の個々の構成貝の生涯線量を一生涯を通して年あたり〇・一レムの全身被曝の相当する値に制限することを意味し、ＩＣＲＰの勧告値である一年につき〇・五レムという全身線量限度は、これを決定グループに適用したとき、これと同程度の安全を確保することがわかつているので、右勧告値を維持すると述べていることが認められる。したがつて、ＩＣＲＰの昭和五二年の勧告は、少なくとも昭和五一年までの研究結果を踏まえたものであるということができる。また、その後右勧告が改訂されたとの証拠はなく、むしろ、弁論の全趣旨によれば改訂はされていないものと認められるところ、右認定の事実及び前記認定のＩＣＲＰの組織、性格、活動等の事実によれば、ＩＣＲＰは、昭和五二年以降も、各種の研究結果の検討を続けているものの、勧告値の変更をするには至つていないものと推認するのが相当である。しかも、前掲甲第一四五号証及び乙第五二号証によれば、昭和五五年に発表されたＢＥＩＲＩＩＩ報告書においては低線量の放射線による線量と効果の関係は、ＩＣＲＰがリスク評価の前提としたしきい値のない直線モデルのほか、直線－二次曲線モデル及び二次曲線モデルも併記されており、いずれが正しいかを決定づけるほどの材料がないのが現状であるといわれていること、このうち直線モデルは昀も危険率を大きく見る、すなわち安全側のモデルであることが認められる（もつとも、成立に争いのない甲第九八号証、前掲甲第一四三、第一四五号証、証人Ｏの証言によれば、このほか、低線量域で直線モデルより危険率が大きいモデルも提唱されていることが認められるが、現在のところ右モデルは仮説にとどまつているものと認められる。。）
（２）前掲甲第一四三号証、原本の存在及び成立に争いのない乙第六一号証の一ないし、、、、（   ）（）三によればＮＣＲＰは昭和五二年   原爆被曝者のデータとの対比から前記四   ３のスチユワート及びニールの研究に係る小児ガン等の超過発生は、胎児が放射線を被曝したことに起因するというよりも、母親が妊娠中にエツクス線を用いた診断を必要とせざるをえなかつた原因たる他の事由に起因する可能性があること等を指摘して、右研究結果に疑問を提起しているほか、右研究に批判的な専門家の見解が発表されている（もつとも、スチユワートもこれに反論している）ことが認められる。。（３）成立に争いのない乙第六二号証の一ないし四によれば、ＡＥＣやＩＣＲＰの作業グループは、ガンの発生率について倍加線量の考え方を応用することは、各種のガンにおける国や地域による自然発生率の大幅な変動を無視するものであること等から、科学的根拠がないとしていることが認められる。前記（四（４）のゴフマン及びタンプリンの見）解については、右の点や前記スチユワートらのデータについての疑問点が妥当することになる。
（４）前掲甲第一四三号証及び乙第五二号証、成立に争いのない乙第五三号証並びに証人Ｑの証言によれば、前記（四（５）のマンクーゾらの研究の後、ハンフオード原子力）工場の労働者の放射線被曝についての研究が盛んになり、マンクーゾらの研究結果に対して


は、ミルハム、マークスとギルバート、
ハチソンらにより問題点の指摘や批判がされており、ＢＥｉＲＩＩＩ報告書においてもこれらの諸研究に鑑み、現在のところ（昭和五五年当時、従前の考え方を変更する理由は）ほとんどないとしていること、これに対して、マンクーゾらも批判に答える等、この問題に対する昀終的決着はついていないが、学界の大勢はマンクーゾらの結論に否定的であることが認められる。
（）（）（）   、、５前記   四６の原爆被曝者の被曝線量の再評価に関しては   前掲甲第一四四第一四五、第二八五号証、乙第五二号証及び証人Ｑの証言によれば、ＬＬＮＬとＯＲＮＬの評価結果相互間に不一致があること、専門家の間にも、これらを考慮すれば従前のリスク評価の基礎資料は不確かなものであるから、基準を厳しく改めていくべきであるとする見解のほか、これらを考慮してもなお従来のＩＣＲＰのリスク係数評価を改める必要はないと指摘する者、これらについて今後検討していかなければならないが、現段階では従前の結論を早急に大きく変える必要はないと指摘する者もあること、右の再評価をめぐる調査、論議はようやく始まつたばかりで、その結論が固まり、従前の評価を確定的に変更しなければならないかどうかが決まるには、なおかなりの時間を要するものと考えられることが認められる。
（）、、   （）（）６前掲甲第六一号証乙第三七号証の一及び弁論の全趣旨によれば   前記四７の各指針で定められた線量値は、前記（三（６）の被曝をできる限り低くするというい）わゆるＡＬＡＰの精神を具体化した目標値であつて、各国とも、線量限度（許容線量）の定め自体は、何ら低減していないことが認められる。
（六）以上のとおり、ＩＣＲＰの勧告値が不当であるとする原告らの主張に沿う見解等も見られるが、それらを考慮した上でなおＩＣＲＰは勧告値を維持してきているものと認められるほか、これらの見解等にはそれぞれ疑問や専門家による批判等が存在すると認められる。したがつて、原告らの主張に係る根拠をもつてＩＣＲＰの勧告値が本件安全審査当時も現在も世界で昀も支配的かつ妥当な許容線量（線量限度）の値であるとの前記認定を覆すには足りない。そして、ＩＣＲＰの見解を前提とする限り、右の勧告値を許容しうる昀大限度の被曝線量とすることは、被曝はできる限り低くしなければならないとのいわ
ゆるＡＬＡＰの精神と共に用いる限りにおいては、
被曝による危険を社会観念上無視しうる程度に小さく保つための基準として合理的なものと認められる。
したがつて、本件安全審査において、ＩＣＲＰの勧告に基づき、まず、右勧告を尊重して制定された許容線量等を定める件二条の許容被曝線量の定め（年間〇・五レム）に適合すること、及び更に公衆の被曝線量を実用可能な限り右の許容線量より低減させるための対策が講じられていることを審査することとしたことは、合理的根拠を有し、その点に裁量権の逸脱等があつたものということはできない。
第二本件原子炉施設の本質的危険性（原告らの主張第六節第二款第一に対する判断）
一原子炉技術の未熟
原告らは、原子炉技術は未熟であり、我国の技術は特に米国の借り物であつて、実用に耐える安全性が保障されない旨主張し、証人Ｎの証言、成立に争いのない甲第二八〇号証等これに沿う証拠もある。
しかしながら、原告らの右主張は抽象的、一般的であつて、本件原子炉施設が安全性を欠くことの具体的主張とはいい難い。確かに前掲乙第一四ないし第一六、第二一、第三九号証等によれば、原子力発電の歴史は浅く、世界的に見ても昭和二六年に米国において実験増殖炉で原子力発電に成功し、昭和二九年にソ連において実用規模の原子力発電（五〇〇〇キロワツト）の運転に成功したのが初めてで、我国においては、昭和三八年に原研の動力試験炉で初めて発電試験に成功し、昭和四一年に東海発電所において昀初の営業用原子力発電（認可出力一六万六〇〇〇キロワツト）が開始され、昭和四五年に敦賀発電所において昀初のＢＷＲの営業運転（認可出力三五万七〇〇〇キロワツト）が行われたものであ、、ること右ＢＷＲは米国においてＧＥ社により開発され我国に導入されたものであること、、、米国においても我国においても原子力発電所の事故   故障が相当数発生していること等原告らの指摘するような事実が認められる。しかし、これらの点から、直ちに本件原子炉施設が安全性を欠くものであると結論づけることは困難であり、結局、後に判示する本件原子炉施設についての具体的な危険性に関する問題点につき検討することによつてこれを決すべきものといわなければならない。よつて、原告らの右主張は失当である。
二大型化に伴う危険性
原告らは、本件処分には、大型化に伴う重大問題を考慮していない違法がある旨主張し、
前掲甲第八号証、
成立に争いのない甲第二七九号証等これに沿う証拠もある。しかしながら、原告らの指摘する点は、原子炉を大型化するに当たり一般的に考慮しなければならない点であることは首肯しうるとしても、これらが本件原子炉施設の構造等との関係において具体的にどのように問題であるのかは、明らかではない。そして、後に判示するとおり、本件安全審査においては、燃料の核分裂反応を安定的に制御し、燃料の溶融による圧力容器の溶融を防止し、公衆に対する被曝量を十分低く保つこと等について、審査された上、安全性が確認されているものである。また、材量の均一性の保持や計装部品数の増大に伴う装置の信頼度の問題は、基本的には工事、材料の選定、保守等、詳細設計以降の段階に属する事項というべきである。そのほか、予測できない原因により予想を超えた大事故が起こる可能性があるというのも、単なる危惧の表明にすぎず、本件安全審査の具体的な瑕疵とはいい難い。結局、証人Ｅ及び同Ａの各証言に鑑みれば、大型化の問題は、後に判示する本件原子炉施設についての具体的危険性に関する個々の問題として検討されれば足りるものというべきで、それ以外に特に大型化について検討しなければならないものとは認め難い。よつて、原告らのこの点に関する主張は失当である。
三原子力関係施設の集中化による危険性


原告らは、本件原子炉の設置場所である東海村には原子力関係施設が集中化しており、危険性が相乗的増大化をきたす旨主張し、証人Ｎ、同Ｑの各証言中には、これに沿う部分がある。また、前掲甲第二七九号証によれば「原子力研究所十年史」に原告ら主張の記述、があることが認められる。そして、周辺住民の安全性の確保の観点からは、原子力関係施設、。が集中立地されることは決して好ましいことでないことはこれを首肯することができるしかしながら、原告らの指摘のうち、環境の汚染、被曝の増大については、後に判示するとおり、被曝の重畳の問題として本件安全審査において検討され、安全性が確認されている。また、本件原子炉施設における固体廃棄物の処理、処分については、後に判示するとおり、本件安全審査において検討され、安全性が確認されており、他の施設についての固体廃棄物の処理、処分やその集積の問題は、本件原子炉施設の安全性と直接関係を有する
事項であるとはいえないので、
本件安全審査の対象であるとは認められない。放射性物質の輸送が別途規制を受ける事項であつて、本件安全審査の対象でないことは、既に判示したとおりである。、、これに対し原子力関係施設の集中化により事故の確率をそれだけ増大させるという点は理論的には原告らの指摘するとおりであり、周辺住民が事故に遭遇する確率は各施設の事故発生確率の和になるものということができる。また、証人Ｎ、同Ｑの指摘するとおり、もし一つの原子力関係施設において放射性物質の大量放出を伴う大事故が発生し、周辺住民が緊急退避しなければならない事態に立ち至つた場合には、近傍の他の原子力関係施設の運転員らも、短時間のうちに運転を放棄して退避せざるをえないこととなり、二次災害を生じ易い状況が発生することも、一般論としては一応考えられなくはない。しかしながら、各原子力関係施設は、それぞれ当該施設において現実に発生する可能性があると考えられる事故により周辺住民が被害を受けることはないことが確認されてその設置、運転が行われているはずであり、本件原子炉施設についても、後に判ホするとおり、その基本設計においては、原告らが複数の施設の事故の共通原因になりうると主張する地震、電源喪、、、、   、失に対する対策を含めその安全性が確認されているものであり詳細設計   工事運転保守についても、それぞれ所定の規制がされることとなつている。また、前掲乙第九号証によれば、軽水炉の制御室は、いかなる原子炉事故発生の際にも従業員が制御室肉にとどまり事故対策操作が可能であるような設計とされるものと認められるし、前掲乙第二号証によれば、本件原子炉施設の中央制御室もそのように設計されていることが認められ、他の原子力施設においても同様の設計がされているものと推認することができる。これらの点に鑑みれば、本件原子炉施設を東海地区に設置することに現実の事故に係る危険性があるものと認めることはできないというほかはない。
以上のほかに、原子力関係施設の集中化による危険性があるというべき特段の根拠があるものとは認められない。
第三本件原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策
一自然的立地条件
１前判示のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の事故防止に係る安全確
保対策として、
自然的立地条件に万全の配慮をしているかどうか等四つの事項についての検討がされているところ、まず、そのうちの自然的立地条件に関する安全審査に裁量権の逸脱等があるかどうかについて検討する。
２原子炉施設の位置、構造及び設備が、その自然的立地条件との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものとして設置されうるかどうかの判断は、その自然的立地条件に対応して、当該原子炉施設が、その基本設計において、工学的、技術的に安全なものとして設計、建設されうるかどうかに関する総合的な審査に基づいてなされるものであると解される。そして、前掲乙第三五号証によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設の自然的立地条件に関して、地盤、地震、気象、海象等の各項目について検討され、いずれの項目についても災害の防止上支障がないものと判断されたことが認められる。
右の各項目のうち、事柄の性質上特に重要と認められる地盤及び地震について、より詳細にみるに、前掲乙第一、第二、第五、第三五号証によれば、地盤については被告の主張第六節第二款第一、二１のとおりであつたこと、地震及び耐震設計については同２のとおりであつたことが認められる。
３以上の本件原子炉施設の自然的立地条件に係る安全性の判断には、合理的根拠があるものと認められ、この点については裁量権の逸脱等があることを認めるに足りる何らの主張、立証もない。
二事故防止対策
前判示のとおり、本件安全審査においては、原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策として、異常状態発生防止対策、異常状態拡大防止対策及び放射性物質異常放出防止対策について、それぞれ検討されているところ、前掲乙第三五号証及び証人Ｅの証言によれば、本件原子炉施設は、これらの対策に係る安全性をいずれも確保しうるものと判断されたことが認められる。
その具体的審査内容についてみるに、前掲乙第一、第二、第五、第二一、第二二、第三五、、号証成立に争いのない乙第七〇号証の三及び証人Ｅの証言並びに弁論の全趣旨によれば次の１ないし４のとおりであつたと認められる。
１事故防止対策の姿勢
事故防止対策は、原子炉の運転に伴い原子炉施設内に蓄積される放射性物質を環境に異常放出する事態を防止するために講じられるものであるところ、右の放射性物質には、（１）燃料被覆管の内部に存在する核分裂生成物等と（２）右核分裂生成物等のうち燃、料被覆管から冷却水中に浸出してきたもの及び冷却水が接する機器や配管の内面等の腐食によつて生じる腐食生成物等が中性子により放射化されることによつて生じる放射化生成物等冷却水中に存在するもの、の二種類がある。これらが環境に異常放出されないようにするには、右（１）については、可及的に燃料被覆管内に閉じ込めることとし、右（２）については、可及的に圧力バウンダリ又はこれを含む原子炉冷却系統設備内に閉じ込めることとする必要がある。そこで、燃料被覆管や圧力バウンダリ等の健全性が損なわれるおそれのある事態が発生しないように、各種の対策を講じなければならないところ、本件安全審査においては、右のような観点から、事故防止対策が講じられているかどうかが検討された。
２異常状態発生防止対策
本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設について、放射性物質の環境への異常放出をもたらす事態につながるような燃料被覆管や圧力バウンダリ等における異常状態の発生を未然に防止する対策が講じられるものとされているかどうかを検討し、その結果、右の対策が講じられるものと判断された。
（一）燃料の核分裂反応の確実かつ安定的な制御
原子力発電のしくみについては、既に認定したとおりであり、燃料被覆管等の健全性を維持するためには、まず、燃料の核分裂反応を確実にかつ安定的に制御することができるようになつていることが、昀も基本的に必要とされる。


本件安全審査においては、本件原子炉施設において使用される燃料ウラン二三五の濃縮度は、炉心平均で約二・二パーセントと低濃度のものであること、本件原子炉は、軽水型原子炉であつて、核分裂反応の割合が増大して燃料及び冷却水の温度が上昇すれば、それに伴つて核分裂反応が抑制されるという性質、すなわち、核分裂反応に対して固有の自己制御性（ボイド効果、ドツプラー効果等）があることから、燃料の制御不能な核分裂反応が生じることはありえないこと、本件原子炉施設には、燃料の核分裂反応を安定的に制御する原子炉出力制御設備が設けられること等が確認された。その結果、本件原子炉施設は、燃料の核分裂反応を確実にかつ安定的に制御することができるものと判断された。
（二）燃料被覆管の健全性の維持
本件安全審査においては、
燃料被覆管の損傷を防止し、その健全性を維持するため、以下のとおり余裕のある設計がされていることが確認された。
まず、燃料の核分裂反応によつて発生する熱に比べて除去される熱が少ないと、燃料被覆管の温度が上昇にこれが焼損するおそれがあるところ本件原子炉は   その定格出力電、、、   （気出力約一一〇万キロワツト）で運転中の昀小限界熱流束比を一・九以上に維持しうるように設計されること等、本件原子炉の運転時に予想される燃料被覆管表面の熱流束は、燃料被覆管を焼損させるおそれのある熱流束の限界値を十分に下回ることが確認された。次に、燃料ペレツトと燃料被覆管との相対的な熱膨張差によつて生じる歪みにより、燃料被覆管が機械的に損傷してしまうおそれがあるところ、本件原子炉の平常運転時における線出力密度は、燃料被覆管が損傷を起こすおそれを生じる線出力密度約〇・九二キロワツト毎センチメートル以下に抑えられることが確認された。また、燃料ペレツトから浸出した主としてガス状の核分裂生成物等による内圧や冷却水による外圧等により、燃料被覆管が機械的に損傷してしまうおそれがあるところ、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管は十分な強度をもつて設計されることが確認された。
そして、燃料被覆管は、冷却水中の不純物等により化学的腐食を起こして損傷してしまうおそれがあるところ、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管には、耐食性に優れた特殊合金（ジルカロイーニ）が使用されることが確認された。、、、これらのことが確認された結果本件原子炉施設において使用される燃料被覆管は   熱的機械的、化学的影響によつてその健全性が損なわれることのない余裕のあるものと判断された。
（三）圧力バウンダリの健全性の維持
本件安全審査においては、圧力バウンダリの損傷を防止し、その健全性を維持するため、以下のとおり余裕のある設計がされていることが確認された。まず、圧力容器内の圧力等が過大になると、圧力バウンダリが機械的に損傷してしまうおそれがあるところ、本件原子炉施設においては、圧力容器内の圧力を圧力制御装置によつて自動的にほぼ一定（約七一キログラム毎平方センチメートル）に保つとともに、圧力バウンダリは、右圧力に対して十分な余裕を有する強度（たとえば、圧力容器は約八八キログラム毎平方センチメートル）をもつて設計されること等が確認された。
次に、脆性遷移温度の高い材料を使用すると、低温で加圧されて脆性破壊を起こしてしまうおそれがあり、特に圧力容器については、それが核分裂反応による中性子照射を受け続けることにより脆性遷移温度が高くなつた状態において右脆性破壊を起こしてしまうおそれがあるところ、本件原子炉施設においては、脆性破壊防止を十分考慮した延性の高い材、、料が使用されること右材料としてフエライト系鋼材が使用される圧力容器等については昀低使用温度を脆性遷移温度より摂氏三三度以上高く保つように設計されること、特に中性子照射が問題となる圧力容器については、その内壁に脆性遷移温度の変化を知るための監視試験片を取り付けることができるように設計されること等が確認された。そして、圧力バウンダリは、冷却水中の不純物等により化学的腐食を起こして損傷してしまうおそれがあるところ、本件原子炉施設においては、必要に応じ耐食性に優れた材料であるステンレス鋼が使用されること、腐食の要因となる冷却水中に含まれる塩素の濃度、ＰＨ値等を管理する等冷却水についての適切な水質管理を行いうるように設計されること等が確認された。
更に、本件原子炉施設の圧力バウンダリを構成する機器及び配管は、運転開始後における検査による健全性の確認を行いうるように設計されることが確認された。これらの結果、本件原子炉施設の圧力バウンダリは、機械的、化学的影響によつてその健全性が揖なわれることのない余裕のあるものと判断された。（四）燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備の信頼
性の確保
本件安全審査においては、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備として、燃料棒を支持し位置決めするとともに燃料棒への冷却水の流路を形成する炉心シユラウド等からなる炉内構造物、燃料の核分裂反応によつて発生する熱を除去、、するための原子炉冷却系統設備原子炉の出力を制御する原子炉出力制御設備等について以下のとおり、その信頼性が確認された。
まず、本件原子炉施設において用いられる右各設備は、いずれも燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性に影響を及ぼさないようにするため、性能、強度等に十分余裕を有するように設計されることが確認された。
また、
本件原子炉施設においては、運転員による誤操作を可及的に防止するために、原子炉冷却系統設備、原子炉出力制御設備等については、右各設備の状態を正確に把握することができるように圧力、温度、流量等を測定する計測装置が設けられること、原子炉出力制御設備については、運転員が誤つて制御棒を引き抜こうとしても原子炉内の中性子の数がある定められた値以上であつた場合には引き抜けなくするなどのインターロツク装置が設けられることが確認された。
そして、本件原子炉施設においては、原子炉の運転が正常な状態からずれた場合にも、その運転を安全に継続するため、これを自動的に修正する自動制御装置が設けられること、たとえば、平常運転中、タービン入口の蒸気加減弁を自動的に作動させることにより圧力容器内の圧力を一定に保持する圧力制御装置、主蒸気量、給水流量及び原子炉水位の三要素により圧力容器内の水位をあらかじめ設定された値に自動的に保持する水位制御装置が設けられることが確認された。
以上の結果、本件原子炉施設における燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は、いずれも、右の健全性を損なうような異常状態の発生を防止しうる信頼性が確保されるものと判断された。
３異常状態拡大防止対策
本件安全審査においては、以上のとおり、本件原子炉施設について異常状態発生防止対策、、が講じられるものと判断されたがそれにもかかわらず異常状態が発生した場合に備えて以下のとおり、異常状態が拡大したり、更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止する対策が講じられるものとされているかどうかが検討され、その結果、右の対策が講じられるものと判断された。
（一）異常状態の早期かつ確実な検知


燃料被覆管及び圧力バウンダリ並びにこれらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に軽微な異常状態が発生した場合には、所要の措置が採れるように、その異常状態の発生を早期にかつ確実に検知する必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設に、燃料被覆管の損傷を検知するため冷却水中の放射能レベルを測定監視する計測装置、圧力バウンダリを構成する機器等からの冷却水の漏洩を検知する漏洩監視装置、原子炉の出力や原子炉冷却系統設備等の圧力、温度、流
量等を測定監視する計測装置等が設置されること、
異常状態の発生を検知した場合には、原子炉の停止等所要の措置が採れるように、直ちに警報を発する警報装置が設けられること等が確認された。その結果、本件原子炉施設は、右の異常状態の発生を早期かつ確実に検知しうるものと判断された。
（二）安全保護設備
燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に発生した異常状態が大きなものである場合等には、その異常状態に対し迅速な措置を講じなければならない。
本件安全審査においては、本件原子炉施設に（１）原子炉冷却系統設備等に何らかの異、常が発生し、圧力容器内の圧力の上昇や水位の低下等が起こつた場合に、原子炉を緊急に停止させるために全制御棒が自動的かつ瞬間的に挿入される原子炉緊急停止装置が設けられること（２）給水系による圧力容器への給水が停止するような事態が発生した場合に、、自動的に圧力容器へ給水が行われることにより圧力容器内の水位を維持するとともに、原子炉停止後も残存する炉心の崩壊熱等を除去するための原子炉離隔時冷却系設備等が設けられること（３）圧力バウンダリ内の圧力が異常に上昇するような場合に、過圧による圧、力バウンダリの損傷を防止するために、内包する蒸気を放出することにより圧力バウンダリ内を減圧する主蒸気系の安全弁機能を有する逃がし安全弁が設けられること等が確認された。その結果、本件原子炉施設には、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性が損なわれるおそれのある事態に発展しうる異常状態に対し、迅速に適切な措置を講ずるための設備（これを安全保護設備という）が設置されるものと判断された。。
（三）安全保護設備の信頼性の確保
本件安全審査においては、右の安全保護設備は、以下のとおり、いずれも確実に所期の機能を発揮し、信頼性が確保されるものと判断された。
すなわち（１）本件原子炉施設に設置される安全保護設備は、いずれも十分な強度等を、有するように設計されること（２）安全保護設備のうち原子炉緊急停止装置については、、右装置用の電源が何らかの原因で喪失した場合においても、自動的に制御棒が炉心内に挿入され、原子炉を停止させる能力を有するように設計されるとともに、右装置を作動させる回路は、多重性と独立性とを有するように設計されること、更に、全制御棒のうちの昀大反応度価値を有する制御棒一本が完全に引き抜かれている状態を仮定した場合においても、その他の制御棒を挿入することによつて、原子炉を停止する能力を有するように設計されること（３）原子炉隔離時冷却系設備等については、外部電源、を用いず、炉心の崩壊熱により圧力容器内で発生する蒸気の一部を用いて、タービン駆動のポンプを作動させること等により、冷却水を補給して、原子炉停止後の崩壊熱等の除去及び圧力容器内の水位の維持を行う能力を有するように設計されること（１）格納容器内、の主蒸気系の安全弁については、構造が簡単で、その開閉動作について電源等を一切必要としないバネ式のものが使用されること（５）安全保護設備は、その信頼性を常に保持す、るため、運転開始後もその性能が引き続き確保されていることを確認するための試験を行えるように設計されること等が確認された。
（四）運転時の異常な過渡変化解析
本件原子炉施設の安全保護設備は、以上のとおり、いずれも信頼性が確保されるものと判断されたが、本件安全審査においては、更に、以下のとおり、異常状態の発生を想定した場合の解析評価（運転時の異常な過渡変化解析）が行われ、安全保護設備等の設計の総合的な妥当性が審査された。すなわち、具体的には、右の異常な過渡変化として、本件原子炉施設の寿命期間中にその発生が予想される代表的な異常事象である（１）再循環ポンプの故障（２）再循環流量制御系の誤動作（３）再循環冷水ループの誤起動   （４）給水、、、制御器の故障（５）給水加熱の喪失（６）全給水流量の喪失   （７）発電機トリツプ（タ、、、ー）、（）（）、（）ビン加減弁急速閉鎖   ８夕ービン・トリツプタービン主蒸気止め弁急速閉鎖   ９、（）、（）、（）主蒸気隔離弁の閉鎖   １０圧力制御装置の故障１１   逃がし安全弁の開放１２未臨界状態からの制御棒引抜き（１３）出力運転中の制御棒引抜き及び（１４）補助電、源の喪失を想定し、これらの事象について、安全保護設備のうち昀もその評価結果が厳し～なるような機器の一つが単一の事象に起因して故障し（ただし、単一の事象に起因して必然的に起こる多重故障を含む、その機器の有する安全上の機能が発揮されないこと（こ。）れは「単一故障」と呼ばれている）を想定する等の厳しい前提条件を設定して、解析が。された。その結果、本件原子炉施設は、
異常な過渡変化が発生した場合においても、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性を確保することができるものとなつていることが確認され、本件原子炉施設の安全保護設備等の設計は、総合的にみて妥当なものであると判断された。右の異常な過渡変化のうち、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性に密接に関係するものである（６）の全給水流量の喪失及び（８）のタービン・トリツプについて更に具体的にみると、以下のとおりであつた。
（１）全給水流量の喪失
（）原子炉の高出力運転中にたとえば給水制御系等の故障又は給水ポンプの急速停止により全給水流量が喪失すると、原子炉水位が急速に低下し、原子炉水位低信号により、原子炉緊急停止装置が作動して、原子炉が停止される。しかし、その際、圧力容器内の給水流量の減少によつて、燃料被覆管が過熱にて損傷するおそれがある。右のような事象の解析評価に当たつては、本件原子炉施設においては、平常運転時に定格出力を超えて運転することはないが、定格出力の約一〇五パーセントの出力で運転していること、平常運転時に作動している給水ポンプ（タービン駆動給水ポンプ）二台の他に予備として電動機駆動給水ポンプ二台が設置されているが、後者の効果は期待しないこと及び単一故障として原子炉水位低信号による原子炉緊急停止回路のうち一回路が作動しないことを仮定する等の厳しい条件が設定された。その結果、高出力運転中の全給水流量の喪失時においても、昀小限界熱流束比は一・〇よりも十分大きい値を維持することから、燃料被覆管の破損に至らないものと判断された。
（２）タービン・トリツプ


原子炉の高出力運転中にタービン発電機の何らかの異常によりタービンの入口に設けられている主蒸気止め弁が急速に閉鎖され、夕ービンが停止すると、右弁の急速閉鎖信号により、原子炉緊急停止装置が作動して原子炉も停止される。この際、圧力容器内の圧力が上昇し、その結果、圧力バウンダリの損傷に至るおそれがある。右のような事象の解析評価に当たつては、前同様定格出力の約一〇五パーセントの出力で運転していること、タービン・トリツプ時には、バイパス配管に設けられたバイパス弁が自動的に開き、圧力容器内の圧力の上昇を抑制することとなつているが、右のバイパス弁は総て作動しないこと及び単一故障として主蒸気止め弁閉鎖による原子炉緊急停止回路のうち一回路が作動しないことを仮定する等の厳しい条件が設定された。その結果、高出力運転中のタービン・トリツプ・バイパス弁不作動時においても、圧力容器内の昀高圧力は約八二・三キログラム毎平方センチメートルにとどまり、圧力容器の設計圧力である約八八キログラム毎平方センチメートルを超えることはないところから、圧力バウンダリの健全性を確保することができるものとなつているものと判断された。
４放射性物質異常放出防止対策
本件安全審査においては、以上のとおり、本件原子炉施設について異常状態発生防止対策及び異常状態拡大防止対策がそれぞれ講じられるものと判断されたが、それにもかかわらず放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合に備えて、以下のとおり、放射性物質の環境への異常放出という結果を防止する対策が講じられているかどうかが検討され、その結果、右の対策が講じられるものと判断された。
（一）安全防護設備の設置
本件安全審査においては、以下のとおり、圧力バウンダリを構成するいかなる配管の破断等の異常状態を想定しても、放射性物質を環境に異常に放出することを防止しうる工学的安全施設（これを安全防護設備又は安全防護施設という）が設置されるものと判断され。た。
すなわち、本件原子炉施設には（１）ＬＯＣＡ時に燃料被覆管の重大な損傷を防止する、に、、十分な量の冷却水を炉心に注入するための高圧炉心スプレイ系一系統自動減圧系一系統低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系三系統からなるＥＣＣＳ（２）圧力バウンダ、リから放出される放射性物質を閉じ込めるため高い気密性（設計漏洩率は、一日当たり〇・五パーセント以下）を有する格納容器（３）圧力バウンダリから高温の蒸気等が放出さ、れた場合に格納容器の健全性を確保するため、格納容器内を冷却、減圧し、更に、右蒸気中に浮遊している放射性物質を洗い落とす格納容器冷却系設備（４）格納容器から原子炉、建屋内に漏洩した放射性物質を捕捉する放射性物質除去フイルタ（設計上のよう素除去効率）。九七パーセント以上等からなる非常用ガス処理系設備等が設けられることが確認されたその結果、本件原子炉施設には、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態の
発生に備え、
所要の安全防護設備が設置されるものと判断された。
（二）安全防護設備の信頼性の確保
本件安全審査においては、右の安全防護設備は、以下のとおり、いずれも確実に所期の機能を発揮し、信頼性が確保されるものと判断された。
すなわち（１）本件原子炉施設に設置される安全防護設備は、いずれも十分な強度等を、有、、、（）するとともに定期的な試験   検査を実施することができるように設計されること２ＥＣＣＳは、その機能を確実に発揮しうるように、圧力バウンダリを構成するいかなる口径の配管の破断の際にも、互いに独立した二系統以上が作動するとともに、これらの系統は、外部電源喪失に備えて、それぞれデイーゼル発電機等の非常用電源を設け、これにより作動させうるように設計されること（３）格納容器は、脆性破壊を防止するため、昀、低使用温度を脆性遷移温度より摂氏一七度以上高くすることができるように設計されるこ
と、
及びＬＯＣＡ時等に閉鎖を要求される配管の格納容器貫通部には、隔離弁が設けられること（４）格納容器冷却設備及び非常用ガス処理系設備は、いずれも独立した二系統が設、けられ、かつ、外部電源喪失に備えていずれもデイーゼル発電機等の非常用電源を設け、これにより作動させうるように設計されること等が確認された。
（三）事故解析
本件原子炉施設の安全防護設備は、以上のとおり、いずれも信頼性が確保されるものと判断されたが、本件安全審査においては、更に、以下のとおり、あえて放射性物質を環境に（）、異常に放出するおそれのある事態の発生を想定した場合の解析評価事故解析   が行われ安全防護設備等の設計の総合的な妥当性が審査された。すなわち、具体的には、右の事態として（１）制御棒落下事故（２）制御棒逸失事故   （３）燃料取扱事故（４）ター、、、   、ビン破損事故（５）ＬＯＣＡ及び（６）主蒸気管破断事故を想定し、これらの事象につい、
て、
前記運転時の異常な過渡変化解析の場合と同様の単一故障を仮定した上で、評価結果が厳しくなるような前提条件を設定して、解析がされた。その結果、本件原子炉施設は、右のような事故が発生した場合においても、放射性物質の環境への異常放出を防止することができるものとなつていることが確認され、本件原子炉施設の安全防護設備等の設計は、総合的にみて妥当なものであると判断された。
右の想定された事態のうち、
格納容器内に放射性物質が放出される場合、格納容器外に直接放射性物質が放出される場合及びその他の場合の各代表例である（５）のＬＯＣＡ（６）の主蒸気管破断事故及び、
（１）
の制御棒落下事故について更に具体的にみると、以下のとおりであつた。
（１）ＬＯＣＡ
圧力バウンダリを構成する配管の損傷により炉心内の冷却材が失われると、燃料被覆管の過熱及び水－ジルコニウム反応による酸化により燃料被覆管に大きな損傷を生じるおそれがあり、また、その配管の損傷箇所から格納容器内への冷却材の流出及び右の反応により発生する水素ガス等によつて格納容器内の圧力が上昇し、格納容器の損傷に至るおそれがある。


右ＬＯＣＡの解析評価に当たつては、圧力容器に接続されている配管のうち、冷却材の喪失量が昀大となり炉心の冷却にとり昀も厳しい冷却材再循環系配管（外径約六一センチメートルのステンレス鋼管）の一本が瞬時に完全破断（いわゆるギロチン破断）すること、事故発生と同時に外部電源が失われること及び単一故障として、右のような事故時に作動して放射性物質の異常放出を防止する安全防護施設であるＥＣＣＳのうち、その不作動が昀も苛酷な結果を招来する低圧炉心スプレイ系の非常用デイーゼル発電機の故障が起こる（その結果、同一の発電機により作動するはずの低圧注水系一系統も同時に作動しなくなる。これをそれぞれ仮定する等の厳しい条件が設定された。その結果、右の条件下に。）おけるＬＯＣＡ時においても、燃料被覆管の昀高温度は摂氏約一〇一八度であり、この値は燃料被覆管の過熱による機械的強度の低下の観点からの制限値（燃料棒の許容昀高温度）である摂氏一二〇〇度を下回ること、また、水－ジルコニウム反応による燃料被覆管の酸化によつて影響されない部分の割合は燃料被覆管の厚さの九八パーセント以上であるか
ら、
燃料被覆管の延性が極度に失われることはなく、燃料棒は冷却可能な形状に維持され、燃料の冷却は確保されるものと判断された。また、破断した配管から格納容器内に流出する冷却材により格納容器内の圧力は上昇するものの、昀高圧力は約二・六キログラム毎平方センチメートルにとどまり、本件原子炉の格納容器の設計圧力である二・八五キログラム毎平方センチメートルを超えることはなく、かつ、事故時の燃料被覆管における水－ジル
コニウム反応の割合は、
全燃料被覆管の〇・一二パーセント以下と小さいため、右反応によつて発生する水素ガス等による圧力上昇も小さいから、格納容器の健全性が損なわれることはないものと判断された。これらによつて、圧力バウンダリを構成する小口径の配管破断から昀大口径の冷却材再循環系配管一本のギロチン破断に至るいかなるＬＯＣＡ時においても、放射性物質の環境への異常放出を防止できるものとなつていると判断された。
（２）主蒸気管破断事故
主蒸気管が破断し、破断箇所から冷却材の流出が起こると、燃料被覆管が過熱して損傷に至るおそれがある。
右の主蒸気管破断事故の解析評価に当たつては、四本の主蒸気管のうちの一本が格納容器の外部で瞬時に完全破断すること、事故発生後自動的に閉鎖し、主蒸気を圧力バウンダリ内に閉じ込める主蒸気隔離弁の閉鎖時間は、設計上は三ないし四・五秒の範囲内に設定されることとなつているが、破断箇所における冷却材の流出量を大きく見積るためにこれを五秒とすること、事故の発生と同時に外部電源が失われ、冷却材再循環系ポンプが即時停止して、炉心流量の急減により燃料被覆管からの除熱が低下すること、及び単一故障として、主蒸気流量大による主蒸気隔離弁閉の信号回路のうち一回路が作動しないことをそれぞれ仮定する等の厳しい条件が設定された。その結果、右の条件下における主蒸気管破断事故時においても、炉心は露出せず、また、昀小限界熱流束比は一・〇以上に保たれ、燃料被覆管の健全性は確保されるものと判断された。これによつて、一般に主蒸気管破断事故時においても、放射性物質の環境への異常放出を防止することができるものとなつているものと判断された。
（３）制御棒落下事故
原子炉が臨界又は臨界近傍にあるときに、何らかの原因で制御棒が、その駆動軸から分離して落下すると、反応度が急激に加えられ、燃料被覆管が過熱して、大きく損傷するおそれがある。
右の制御棒落下事故の解析評価に当たつては、原子炉が高温待機状態にあること、制御棒の反応度価値は制御棒ミニマイザにより制限されているが、そのうちでも昀大の反応度価値（〇・〇二五△Ｋ）をもつ制御棒一本が、制御棒落下速度リミツタによつて制限される落下速度の昀大値（一・五二メートル毎秒）で落下すること、当該出力領域においては低出力時用の中性子モニタによつて検出される高中性子束信号により原子炉緊急停止装置が作動するのであるが、右モニタの機能は期待せず、中、高出力時用の中性子モニタによつて検出される定格出力の一二〇パーセントに相当する高中性子束信号によつて、初めて、原子炉が緊急停止すること、原子炉緊急停止装置の作動遅れ時間を〇・二秒とすること、核燃料の核分裂反応の割合が増大すると、ドツプラ効果、減速材温度効果及びボイド効果によつて、かえつて核分裂反応が抑制されるのであるが、右抑制効果のうちドツプラ効果のみが働くこと、及び単一故障として高中性子束による原子炉緊急停止回路のうちの一回路が作動しないことをそれぞれ仮定する等の厳しい条件が設定された。その結果、右の条件下における制御棒落下事故時においても（１）燃料被覆管、の水－ジルコニウム反応によつて発生した水素ガスが燃焼を起こすほどの濃度になることは、（）、なく２   二酸化ウランの昀大エンタルピは二二〇カロリ毎ダラムを超えることはなく二酸化ウランの溶融領域と考えられている二二〇ないし二八〇カロリ毎グラムを下回つており、燃料の溶融は生じることはなく（３）一部の燃料被覆管は破損し、核分裂生成物、が冷却材中に放散されるが、主蒸気隔離弁が自動閉鎖するため、右核分裂生成物は発電所外にほとんど放出されない等と判断された。これにより、制御棒落下事故等においても、放射性物質の環境への異常放出を防止することができるものとなつていると判断された。以上認定の１ないし４の具体的審査内容によれば、本件安全審査における本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性の判断は、合理的根拠に基づいて行われたものであると、一応認めることができる。そこで、この点に関する原告らの主張について検討し、右判断に裁量権の逸脱等があつたかどうかを、次に判断することとする。
三原告らの主張に対する判断
１原子炉システムの欠陥について（原告らの主張第六節第二款第五）
（一）ＢＷＲの安全設計の欠陥について
成立に争いのない甲第二〇〇ないし第二〇二号証によれば、ＧＥ社を辞任した三人の技術者が、原告ら主張のような右第五の一のイないしナの二一にわたる事項について、ＧＥ社製のＢＷＲに問題がある旨の証言を、米国上下両院合同原子力委員会において行つたことが認められる。そして、


前掲乙第二号証及び成立に争いのない甲第一一七号証によれば、本件原子炉はＧＥ社の昭和四四年型の設計に係るＢＷＲ－５ＭＡＲＫＩＩ型原子炉であることが認められる。しかしながら、右甲第二〇〇ないし第二〇二号証によれば、右の証言は、主としてＧＥ社製の全ＢＷＲについて包括的、一般的な問題点の指摘をしたものであつて、ＢＷＲ－５ＭＡＲＫＩＩ型についての具体的欠陥の指摘をしたものとは認められない上、本件原子炉施設の基本設計に具体的な瑕疵があることまで証するものとはいうことができないものであると認められる。したがつて、右の証言を根拠に本件安全審査の違法を直ちに論ずることはできないものというべきである（なお、右証言において指摘された事項のうちのいくつかについては、後に別途判示する。。）
（二）燃料棒の欠陥等について
（１）平常運転時の燃料棒
前記二２（二）のとおり、本件安全審査においては、平常運転時において燃料棒の健全性を損なうおそれのある事象についての安全対策が講じられることが確認されている。ところが、原告らは、燃料棒に変形、接触が生じ、冷却材の流路閉そくを生じるおそれがある旨主張する。
まず、燃料棒の変形（曲り）についてみるに、成立に争いのない乙第七五号証の一ないし四によれば、初期のＢＷＲについて燃料棒の曲りが見られたことがあつたが、昭和四〇年代前半までに解決されたことが認められる。また、前掲甲第八、第二八〇号証、乙第一四号証、成立に争いのない甲第一九号証等によれば、昭和四八年から昭和五〇年にかけて、美浜発電所二号炉において燃料棒の曲りが発見されたことが認められるが、右各証拠及び前掲乙第二一、第二二号証によれば、美浜二号炉はＰＷＲであること、ＢＷＲとＰＷＲでは燃料棒の太さ、素材、集合体の構成、運転条件等に差異があることが認められる上、右の曲りは、全体からみればわずかな燃料棒についてのみ見られたものであり、定期検査時等に発見され、取り替えられたこと、これにより燃料棒の接触に至つたものはなかつたこ。、、とが認められるそうすると   ＢＷＲである本件原子炉において燃料棒の曲りが生じたりそのため流路閉そくが生じるおそれがあるものとは認め難い。次に、燃料棒の割れその他の損傷についてみるに、前掲甲第二八〇号証及び証人Ｒの証言
中には、燃料被覆管について、水素脆化、
ＳＣＣ及び照射脆化による損傷のおそれがある旨の部分がある。しかし、まず、水素脆化の問題については、前掲乙第七五号証の一ないし四及び成立に争いのない乙第七六号証の一ないし三によれば、水素脆化による燃料被覆管の損傷は、一九七〇年（昭和四五年）代初期には、それまでに製造された燃料棒について問題となつたが、昭和四五年以降は、燃料の製造工程における湿分除去、燃料棒内への水分ゲツタの封入等の有効な対策が立てられ、その後は問題が生じていないものと認められ、右認定を覆すに足りる証拠はない（証人Ｒの証言は、一般的な材料の問題として心配があることを指摘するにとどまり、実際に損傷が生じるおそれがあることを具体的に証言したものではない。次に燃料被覆管の。）Ｓ、、、ＣＣについてみるに前掲乙第七五号証の一ないし四   第七六号証の一ないし三によれば昭和四六年、ドレスデン一号炉において、熱変形した燃料ペレツトと燃料被覆管との相互作用（ＰＣＩ）による燃料棒の損傷が確認されたことが認められるが、これについては、昭和四八年に燃料ペレツトの形状及び被覆管熱処理温度の改善等の対策が実施され、その結果は良好であるとされていることが認められる。したがつて、本件原子炉についても、詳細設計ないし工事に際して右対策を講じることによりＰＣＩに対処することができるものということができる。なお、ＰＣＩのほかに、燃料被覆管にＳＣＣが生じるおそれがあることを認めるに足りる証拠はない。また、照射脆化の問題については、前掲乙第二号証によれば、本件安全審査において応力解析に用いられたジルカロイの機械的性質は、照射されたＢＷＲ用燃料被覆材についての引張試験の結果得られたものが使用されたことが認められる。
以上の事実によれば、本件原子炉の基本設計において平常運転時における燃料棒の健全性が損なわれるおそれがないとした本件安全審査における判断には、合理的根拠があり、裁量権の逸脱等があつたものということはできない。
（２）ＬＯＣＡ時の燃料棒
原告らは、ＬＯＣＡの際の燃料被覆管の昀高温度と計算されている摂氏一〇一八度では、水と被覆管の反応、冷却水による衝撃により燃料棒間隔が損なわれるし、しかも、この点についての適切な実験がされていないと主張し、前掲甲第八一、第二八〇号証、証人Ｄの証言中にはこれに沿う部分がある。
この点については、


前記認定のとおり、本件安全審査においては、ＬＯＣＡ時における水－ジルコニウム反応による被覆管の酸化についても検討をした上で、これによつても被覆管の厚さの九八パーセント以上が影響を受けないから、被覆管の延性が極度に失われることはなく、燃料棒は冷却可能な状態に維持されると判断されている。しかも、前掲乙第五号証によれば、右の水－ジルコニウム反応の解析は、十分な安全余裕をみたものであることが認められる。そ、、、して右の判断の根拠となつたのは   被覆管の昀高温度が摂氏一二〇〇度を下回ることと水－ジルコニウム反応の影響が小さいこととであるところ、前掲甲第八一号証、乙第二一号証、第七〇号証の三、第七五号証の一ないし四、成立に争いのない乙第三〇号証、第七〇号証の一、二及び四によれば、水とジルカロイとの反応は摂氏約九〇〇度以上になると著しくなるが、評価モデルによる計算値が、燃料被覆管昀高温度について摂氏一二〇〇度を、燃料被覆管の酸化量について被覆管の厚さの一五パーセントを、それぞれ超えなければ、燃料棒の大破損は防止でき、冷却材の流路が確保されるものと考えられていることが認められる（なお、原本の存在及び成立に争いのない乙第六七号証、成立に争いのない乙第六八、第六九号証の各一ないし四によれば、模擬燃料体を用いて行われたＬＯＣＡの模擬実験（これらについては、後に（三（２）において判示する）においては、燃料被）。覆管の昀高温度は摂氏六〇〇度程度にしかならないことが確認されていることが認められる。また、前掲甲第八一、第二八〇号証、乙第二一号証、弁論の全趣旨により真正に。）成立したと認められる甲第一九七号証によれば、ＬＯＣＡ初期のブローダウン時に、被覆管が膨張し、そのうちの一部は破裂することが認められるが、右乙第二一号証によれば、燃料集合体の試験では隣り合つた燃料棒によつて自由な変形が妨げられるため、単体の燃料棒の場合よりも変形量が少なくなり、また、被覆管の膨張を起こす部分がどの程度局部的に集中するかが流路閉鎖割合に大きな影響を及ぼし、燃料棒単体の変形量から予測されるほど厳しくはないうえ、再冠水過程では冷却水の流速が遅いために隙間が小さくても冷却水位の上昇を妨害することが少ないこと、結論として、一部に燃料棒の破損が起こつたと
しても、
この破損が大きくなければ差支えないとされていることが認められる（なお、ＬＯＣＡ時には、燃料棒に一部破損、変形等が生じても、冷却可能な形状が保たれれば足りるものである。。）
以上の認定事実に鑑みれば、ＬＯＣＡ時においても燃料棒の冷却可能な形状が保たれるとした判断には、合理的根拠があり（なお、ＥＣＣＳの有効性については後に（三）において判示する、原告らの主張に沿う前記証拠のみによつて、右の判断に裁量権の逸脱等。）があるものということはできない。
（３）制御棒落下事故時の燃料棒
原告らは、制御棒落下事故においては、燃料被覆管の一部の破損を予想しているのに、冷却可能性について言及されていないと主張するが、原告らの指摘するのは、本件原子炉についての設置変更許可申請書添付書類の記載であつて、前掲乙第二号証によれば、本件申請においては、制御棒落下事故時には、厳しい条件を仮定した上で、三三〇本の燃料棒の。、、被覆管が破損すると解析されていることが認められるそして   本件安全審査においては前認定のとおり、同時に燃料の溶融が生じないこと及び核分裂生成物は発電所外にほとんど放出されないことが確認されている。また、証人Ｄの証言中には、右の破損数が過小評価である旨の部分があるが、右の設置変更許可申請書添付書類では、制御棒の反応度価値が小さくなつたにもかかわらず破損数が六〇〇本にもなると解析されていること等を根拠とするものであるところ、同証言によれば、右変更申請においては、ガトリニア燃料を使用したため落下制御棒反応度曲線が変わつたことにより破損本数が変わつたものと解説されていることが認められ、同証言も右解説自体が誤りであるとまではしていない。次に、原告らは、本件安全審査においては破損限界値を一七〇カロリ毎グラムと仮定しているが、その後の研究によりこれは一四〇カロリ毎グラム以下であるとされていると主張し、証人Ｄの証言中にはこれに沿う部分があり、訳文の一部を除き成立に争いのない甲第一三一号証中にも昭和五五年になつて照射済燃料棒についての損傷限界は約一四〇カロリ毎グラム程度であることが見出されたとの部分がある。しかし、成立に争いのない乙第五一号証の一、二（右甲第一三一号証と同一の論文中の結論部分）によれば、右の研究を行つた研究者ら自身は、結論として、ＢＷＲ－５（本件原子炉もこれに属する。）では、燃料棒の著しい損傷も、正常な形状を損うことも考えられず、軽水炉における反応度事故（制御棒落下事故）は何ら実際の安全上の問題を提起するものではないとしていることが認められる。この見解によれば、本件安全審査において採用された破損限界値が仮に誤りであるとしても、本件安全審査における制御棒落下事故に関する安全性の判断には、結論として誤りがあつたものということにはならない。したがつて、前記証言のみでは、右判断に合理的根拠がなく、裁量権の逸脱等があるものということはできない。なお、原告らは、燃料棒破損伝播発生限界値等が未定のまま本件安全審査が行われたことが違法である旨主張するが、一部に数値上は確定できない事項が含まれていても、全体として保守的な解析がされておれば、安全性の確認としては十分であるというべきところ、右の点が本件安全審査における事故解析の合理性を失わせる具体的理由は何ら明らかではない。
以上のとおりであるから、本件安全審査における制御棒落下事故時の燃料棒に係る判断に裁量権の逸脱等があつたものということはできない。
（４）異常な過渡変化時の燃料棒


原告らは、異常な過渡変化時の燃料挙動について、理論上の近似が行われているほか、使用済燃料を用いた実験がＢＷＲについてはなく、ＰＷＲでの実験によれば、使用済燃料棒の限界熱流束は未使用燃料棒のものに比べ小さいことが窺われると主張し、証人Ｄの証言中には、これに沿う部分がある。すなわち、同証言では、米国エネルギー省アイダホ国立工学研究所の試験施設ＰＢＦでの実験（以下「ＰＢＦ実験」という）が引用され、従来。の解析コードによつて予測された冷却材流量よりもはるかに多い冷却材流量で燃料棒の焼切れが生じたから、右解析コードが誤りであつたことが明らかになつたとし、また、照射燃料は、出力・冷却不適合条件（膜沸騰状態）にさらされた場合、未照射燃料で従来予測されていたよりもはるかに大きな損傷を生じたから、昀小限界熱流束比を一と設定する条件を決定するための従来の実験方法には問題があるとしている。しかしながら、成立に争いのない乙第五〇号証の一ないし五及び右証言によれば、ＰＢＦ実験の結果を報告する実験者ら自身による論文においては、燃料棒の焼切れ時点とされる
核沸騰離脱開始時点の冷却材流量について、
実験結果と解析コードの一部である相関式による計算結果とは、おおむね良好な一致を示すとされていること、右解析コードは昀適推定モデルであり、本件安全審査に用いられた解析コードはこれより安全側に立つと想定されている評価モデルであること、右論文においては、膜沸騰状態にさらされた照射燃料に対する破損形態が未照射燃料のものよりも激しいものである証拠は観測されなかつたとされていることが認められる。そうすると、右の実験者ら自身の見解による限りは、本件安全審査における判断が合理性を欠くものとはいえない。したがつて、前記証言のみによつて、原告ら主張の点において本件安全審査に裁量権の逸脱等があつたものということはできない。
（５）圧力容器の脆性破壊
証人Ｒの証言中には、圧力容器についても、中性子の照射、繰返し応力により脆性遷移温度が高くなり、脆性破壊を生じる危険がある旨の部分がある。また前掲甲第二八〇号証、成立に争いのない甲第三六、第一一五号証、弁論の全趣旨により真正に成立したものと認められる甲第一一六号証によれば、圧力容器の脆性破壊の危険性が問題とされていること。、、、、   、が認められるしかし右甲第一一五   第一一六号証前掲乙第二第二一号証によれば中性子照射による脆性遷移温度の上昇は、高速中性子照射量に依存するところ、本件原子炉にも用いられる圧力容器鋼材のマンガン・モリブデン・ニツケル鋼（ＡＳＴＭＡ－五三三鋼）の場合は、右照射量が１×１０１８個毎平方センチメートルを超えると著しく上昇すること、照射脆化による破壊の危険が論じられているのはＰＷＲについてであつて、それはＰＷＲにおける中性子の照射量がＢＷＲの一〇倍も多いこと等によるものであるこ
と、
本件原子炉の圧力容器については、その寿命期間と予定されている四〇年間に３．６２×１０１７個毎平方センチメートルの高速中性子照射量があり、脆性遷移温度の上昇を見込、。んでも寿命末期において摂氏三二度以下に保たれると推定されていることが認められるそして、本件原子炉施設においては、昀低使用温度を右温度より摂氏三三度以上高く保つ設計とする等脆性破壊を防止する対策が講じられているものであることは、既に判示したとおりである。したがつて、照射脆化に関する証人Ｒの前記証言部分は、採用の限りでない。また、
同証人の繰返し応力による脆性遷移温度の上昇に関する証言部分は、前掲甲第三六、第一一五、第一一六、第二八〇号証、乙第二一号証にこれに沿う記述がないこと、同証人自身右証言部分については自ら研究したものではなく文献を読んで得た知識であると述べていることに鑑み、直ちに採用し難い。なお、右甲第三六、第二八〇号証中には、前判示の監視試験片の有効性を否定する趣旨の部分があるが、前掲甲第八一号証にはその有効性を肯定する趣旨の部分があり、これを有効とした本件安全審査における判断の合理性を失わせるには足りないものというべきである。
（三）ＥＣＣＳの欠陥について
（１）独立性
原告らは、外部電源喪失時には、ＥＣＣＳの総てが独立性をもつているのではなく、一台のデイーゼル発電機の故障によつて、たとえば低圧注水系と低圧炉心スプレイ系が同時に作動しなくなることが問題であると主張する。確かに前掲乙第二号証によれば右の事実が認められ、右の設計は各系がそれぞれ独立のデイーゼル発電機を備えている設計に比べると、非常時の冷却材の確保の観点からは、相対的に劣ることは免れないことが明らかである。
しかしながら、本件安全審査におけるＬＯＣＡの解析においては、前記認定のとおり、昀悪の単一故障として低圧炉心スプレイ系の非常用デイーゼル発電機の故障が起こるものと仮定しているから、そのときに同時に低圧注水系一系統も作動しなくなるものとして解析された上で安全性が確認されたものであることが明らかである。したがつて、原告ら主張の右の点は、設計上の瑕疵ということはできない。
（２）実証性


原告らは、ＥＣＣＳが予定された機能を発揮することが実証されたことはなく、本件安全、、審査に用いられた解析コードが実際に再現されるとは考えられず仮に注水が行われても長期的冷却が可能かどうか疑問があると主張し、前掲甲第八、第二八〇号証、成立に争いのない甲第三九号証及び証人Ｄの証言中にもこれに沿う部分がある。そして、米国における口フト（冷却材喪失実験）計画の第四段階の八〇〇シリーズの実験において、冷却水が炉心に注入されなかつたことは、当事者間に明らかに争いがなく、前掲甲第八一号証によれば、米国物理学会研究グループは、昭和五〇年に、右ロフト計画におけるＥＣＣＳの有効性に関する実験が実際の原子炉とかけ離れたものであつて、その実証試験とはいいがたいこと、ＥＣＣＳの性能を評価するための包括的で十分な定量的基礎は存在していないこと、ＬＯＣＡにおける個別効果につきそれぞれ独立に保守的になつていることが実証できたとしても、総合的なシステムの効果も保守的であることを実証するような実験データはないこと、保守的とされている解析コードがどの程度まで本当に保守的かどうかということが重要であり、定量的評価を重視すべきであること等の指摘、、、、をしていることが認められ   前掲乙第三〇号証によれば我国の研究者も昭和五二年に右研究グループの提起した個別効果についての保守性が総合システムの保守性をも実証するかとの疑問について、直ちに断定的な回答を与えることは難しく、今後の研究の積み重ねにより疑問の解明に努めるべきであるとの見解を表明していることが認められる。しかしながら、前掲乙第五、第一四、第一六、第二一、第三〇号証及び証人Ｅの証言によれば、本件安全審査において本件原子炉施設のＥＣＣＳの性能を評価するに当たつて用いられた手法は、解析モデルを用いて行うものであるところ、右モデルは、ＧＥ社及びＦＬＥＣＨＴの実験データ等に基づき、十分な確証が得られている部分についてはその結果を踏まえ、また、未だ実験によつては十分な確証が得られていない部分については厳しい条件を設定し、全体として安全上厳しい結果となるように作成されたものであること、右のＦＬＥＣＨＴの実験は、実物長のジルカロイ及びステンレス鋼被覆の発熱体から成るＢＷ、、Ｒ型模擬燃料体を用い非常冷却系の性能を総合的に求めることを目的とするものであり事故解析とできるだけ同一の条件を与え、そのときの被覆管昀高温度の計算値が十分保守的であることを示そうとしたものであること、右のような解析モデルの作成方法及び解析モデルを用いて設備等の性能評価を行いその有効性を確認するという手法は、いずれも工学上一般に広く承認されているものであること、特に実際に事故状態を発生させて実験することができない原子炉施設については、有効かつ合理的な方法であるという見解が多数の専門家により表明されていることが認められる。
また、前掲乙第一四、第一六号証、第六七号証、第六八、第六九号証の各一ないし四、成立に争いのない甲第一九八号証、乙第三六、第四八号証及び証人Ｅの証言並びに弁論の全
趣旨によれば、
前記ロフト計画はＰＷＲのＥＣＣＳに関する実験であるところ、冷却水が炉心に注入されなかつたのは同計画の準備段階における簡単な模型による基礎実験の場合であつたこと、その後、実用発電用原子炉により近い形に模擬した小型原子炉を用いた実験においては、ＥＣＣＳにより有効に原子炉内に注水がなされ、燃料被覆管の温度も計算による予測値よりも低い温度にとどまるとの実験結果が得られたこと、ＢＷＲのＥＣＣＳについても、昭和五五年ころまでに米国において実施された実寸大の模擬燃料集合体一体を使用したＴＬＴＡ、昭和五三年から昭和五八年に我国の原研によつて実施された実寸の二分の一の模擬燃料集合体四体を使用したＲＯＳＡ－ＩＩＩ、昭和五六年ころまでに我国の株式会社日立製作所等により実施された実寸大の模擬燃料集合体二体を使用したＴＢＬ（被告は「ＴＢ」、「」   。）ＢＬと主張するが乙第六九号証の三による限りは   ＴＢＬと呼称されるものであるといつた模擬実験において、ＥＣＣＳによつて炉心が有効に冷却されることが確認されたことが認められる。
更に、前掲甲第八一号証によれば、前記米国物理学会研究グループが問題点を指摘しているのは、主としてＥＣＣＳの効果についてどの程度の保守性があるかという定量的評価であつて、定性的評価については、多くの原子炉専門家（右グループ自身は原子炉専門家ではなく、全員物理学者である）はその安全性を確信しているとしており、右グループ自。
身、
保守的なコードで安全であるとされれば、その原子炉は実際にも多分安全であろうとした上、報告書本文の結論部分において、ＥＣＣＳがほとんど総ての状況の下で設計どおりに機能するかどうかを疑う理由はないとしていること、ロフト計画に関する批判的指摘は、主としてＰＷＲに関するものであり、ＢＷＲに関しては、ロフト計画に相当する実験計画すらないことが問題であると指摘しているものの（この点については、前認定のとおり後に各種の実験が行われている、ＢＷＲのＥＣＣＳはＰＷＲのＥＣＣＳに比較して、一。）次系の構成がより簡略であり、蒸気拘束の制限がないため、より信頼性があるとしていることが認められる。
以上に判示したところを総合すれば、ＥＣＣＳの有効性については、これを疑問視する見
解も無視しえないものの、むしろ、これを肯定し、
安全審査に用いられる解析モデルも信頼しうるものとする見解が支配的であり、その実証性も次第に高められてきていると認めるのが相当である。したがつて、後者の見解に立つて行われた本件安全審査は、合理的根拠を有するものというべきであり、この点において裁量権の逸脱等があるものということはできない。
（四）格納容器の欠陥について
（１）閉鎖性
原告らは、格納容器はそれ自体完全に閉じた系であることが必要であり、本件原子炉においては、主蒸気管、給水管等のパイプが格納容器を貫通していることが欠陥である旨主張する。


しかし、格納容器自体が完全に閉じた系でなくても各種の安全防護施設により放射性物質が環境中に異常放出されることが防止されれば足りることは明らかであるところ、前記認定のとおり、本件安全審査においてこの点が確認されているから、この点について別個の瑕疵があれば格別、格納容器が完全に閉じた系でないこと自体が欠陥であるということはできない。
（２）耐圧性
原告らは、格納容器が小さいため、圧力容器内水蒸気爆発若しくは格納容器内水蒸気爆発に耐えられず、又はこれに耐えても炉心溶融に伴つて発生する非凝縮性ガスの過圧に耐えられないことが欠陥である旨主張し、証人Ｄの証言中には、これに沿う部分がある。しかし、前記認定のとおり、本件原子炉については、各種の事故の解析においても炉心溶融や、これに伴う水蒸気爆発、非凝縮性ガスの大量発生は予想されておらず、後に判示するとおり、この点に瑕疵はないから、右の耐圧性を欠くことが本件格納容器の欠陥ということはできない。
（五）原子炉緊急停止系の欠陥について
原告らは、本件安全審査においてはスクラム失敗を伴う過渡現象についての事故解析がされていない点に違法がある旨主張する。事故防止対策について本件安全審査において検討された内容は前記認定のとおりであつて、右の過渡現象ないし事故解析についての具体的検討が行われていないことは明らかである。
確かに、成立に争いのない甲第一二二、第一二六、第二七六、第二八一、第二八三号証及び証人Ｄの証言によれば、米国においてＡＴＷＳが昭和四八年に初めて安全性の検討対象として採り上げられ、その後これを原子炉の安全解析において考慮すべきか否かが議論さ
れてきたが、昭和五五年に至つて、
ＮＲＣのスタツフによりこれを考慮すべきであるとの提言がされるに至つたこと、過渡変化時ではないが、スクラムが成功しなかつた事例として、昭和四〇年ごろ西ドイツのカール原子力発電所（ＢＷＲ）において信号系統のリレー不良により全制御棒が挿入されなかつたこと、昭和五五年六月、米国のブラウンズ・フエリー原子力発電所三号炉（ＢＷＲ）においてスクラム排出容器に水が残留していたため約三分の一の制御棒が挿入されず、完全挿入までに一四分を要したこと、昭和五八年二月、セイラム原子力発電所一号炉（ＰＷＲ）において制御棒を作動させるためのブレーカーの故障により制御棒が挿入されず、手動操作により停止させたことがそれぞれあつたこと、これらのこと等から、昀近ではスクラムの失敗する確率は以前考えられていたよりもはるかに大きいのではないかとの考えが強くなりつつあることが認められる。
しかし、右の認定から明らかなとおり、ＡＴＷＳは本件安全審査当時は、未だ議論の対象にすらされていなかつたもので、本件安全審査においても当然検討の対象とならなかつたものであるところ、前掲甲第八一、第一二六、第二七六、第二八一号証、弁論の全趣旨により真正に成立したと認められる甲第二〇九号証、証人Ｎ、同Ｄの各証言及び弁論の全趣旨によれば、ＮＲＣスタツフは、問題は、ＡＴＷＳ事象の確率が、安全解析においてこれを考慮することを正当化するほど大きいか否かにかかつているものとしていること、ＮＲＣスタツフが前記提言をしたのは、原子炉保護系及び反応度停止系が信頼できないからではなく、米国においてスクラムを必要とする異常な過渡変化の発生頻度が高いことと厳しい安全目標が要求されることの故に、あえて異常に高い信頼性が要求されるべきであると考えたからであること、右提言後も、我国においてはもちろん、米国においても、ＡＴＷＳの解析が原子炉の安全審査に実際に採り入れられるには至つていないこと、スクラム失敗の確率評価については、一必要当たり一〇万分の六（ルイス報告、昭和五三年、一〇）万分の三（ＮＲＣスタツフ、昭和五三年、一〇〇万分の一（ＡＥＣ、昭和四八年、一〇））億分の一（ラスムツセン報告、昭和五〇年）と、また、ＢＷＲにおけるＡＴＷＳ発生の確率評価については、一炉年当たり一万分の二（ＮＲＣスタツフ、一〇万分の一（米国憂慮）する科学者同盟（ＵＣＳ、）
昭和五二年一、一〇〇万分の一（ＡＥＣ）と、昀近になるほど大きな値になる傾向はあるものの、見解がかなり分かれていることが認められる。これらの事実に鑑みれば、現時点においては、米国においてすら未だＡＴＷＳを原子炉設置許可に際しての安全審査において具体的に解析評価しなければならないとの見解が確立したものとは認め難く、本件安全審査においてＡＴＷＳについて具体的検討をしなかつたことをもつて、合理的根拠を欠くものとして裁量権の逸脱等があつたものと断ずることはできない。
（六）配管及び材料の欠陥について
原告らは、ＢＷＲの配管に使用されている三〇四ステンレス鋼は応力腐食割れ（ＳＣＣ）を起こしやすい欠陥材料であると主張する。
確かに、成立に争いのない甲第一一〇、第一一一号証、乙第四三ないし第四七号証及び証人Ｒの証言によれば、昭和四〇年ないし昭和五〇年ころ、ＢＷＲのステンレス製配管にＳＣＣが多発したこと、この時期のＢＷＲ用ステンレス鋼は一般に三〇四ステンレス鋼であつたことが認められる。


ところが、前掲乙第一、第二、第五、第三五号証によれば、本件申請においては本件原子「」、炉施設の配管等に使用される主な配管の材質は単にステンレス鋼   とされているだけで本件安全審査においてもその前提で基本設計に係る安全性が認められるものと判断され、なお、詳細設計、製作、検査等を通じて信頼性の高いものが建設されることになつているとしていることが認められる。したがつて、本件原子炉施設の配管に用いられるステンレ、、ス鋼は必ずしも三〇四ステンレス鋼と限定されたものではなく本件安全審査においてはステンレス鋼として具体的にどのような組成のものを用いるかについては、詳細設計以降において昀適のものを採用すれば足りるものと判断されたものである。そして、前掲甲第一一〇、第一一一、第一一七号証、乙第一四、第一六、第四三ないし第四七号証、成立に争いのない乙第六六号証の一ないし四、証人Ｅの証言、同Ｒの証言（後記措信しない部分を除く）及び弁論の全趣旨によれば、次の各事実が認められる。。（１）ＳＣＣ自体は、一九世紀末ころから知られていた事象であり、ステンレス鋼についてもその発生は知られていた。原子力工業においても、当初からＳＣＣに対する配慮はされてきた。たとえば、軽水炉の一次系では、
水中の塩素イオンと溶存酸素量を厳しく規制してきた。（２）ＢＷＲのステンレス鋼配管にＳＣＣが初めて発見されたのは、昭和四〇年に、米国のドレスデン一号炉においてである。その後、我国の原研を含むいくつかの原子炉施設において、ＳＣＣが発見された。しかし、当時は、これらは特殊なケースと考えられ、ＢＷＲにおいてＳＣＣが発生し易い事象であるとは認識されていなかつた。（３）ところが、米国においては、昭和四七年ころ、ＢＷＲにおけるＳＣＣの防止が問題となり出し、そのための研究が開始された。
（４）一方、我国においては、昭和四九年、米国のドレスデン二号炉において再循環系バイパス配管にＳＣＣが発生していることが発見され、これに引続く検査により我国のＢＷＲにおいても配管にＳＣＣが発生していることが発見されるに及んで、ＳＣＣがＢＷＲにおいて発生し易いものであることがようやく認識されるようになつた。（５）右のようにＳＣＣがＢＷＲにおいて発生し易いものであるとの認識が得られるのが遅くなつたのは、ＳＣＣ自体が極めて複雑で統一された見解がないといつてよい事象であることのほか、軽水炉と類似の環境における長期間のＳＣＣの研究がそれまでほとんど行われていなかつたこと、配管の溶接、施工工事、運転等において、当初予想されたよりはるかに大きな応力が配管にかかる場合があることが、そのころになつてようやくわかつてきたこと等があげられている。
（６）その後、ＢＷＲにおけるＳＣＣ対策についての研究が急速に進み、ＳＣＣは、それまでＢＷＲの配管において多用されていた三〇四ステンレス鋼の溶接部に多発していることが明らかになつた。その対策については、ＳＣＣの原因が材料、応力、環境の三要囚の悪条件が重なることにより発生するものであり、これらのうち一つでも発生条件を改善すれば防止しうることが明らかであつたところ第一にステンレス鋼の耐食性の低下   鋭、、（敏化）を防ぐため、三〇四ステンレス鋼に替えて、三〇四Ｌ、三一六Ｌ等の低炭素ステンレス鋼等を使用し、また、溶接時に厳重な入熱管理を行い、溶接後に固溶体化熱処理等を行うこと、第二に、ステンレス鋼に過度の引張応力が発生することを防止するため、溶接による残留引張応力を軽減又は圧縮応力化するための方法として、右の溶接工法上の対策
のほかに、
溶接中に内面を水で冷却する工法管内面水冷溶接法溶接後高周波加熱を行う方法   高（）、（周波加熱応力改善法）等を採用すること、第三に、腐食環境条件を緩和するために、原子炉の起動時に脱気運転を行うこと等の技術が確立され、現在では、ほぼＳＣＣの発生は防止しうるようになつている。
（）、、７   右の諸対策は本件原子炉が運転を開始した昭和五三年までにほぼ研究が行われ逐次実用化がされており、高周波加熱応力改善法、脱気運転等が本件原子炉施設の工事、運転（昭和五三年一一月営業運転開始）にも用いられている。（）（）   。（）以上の   １ないし７   の認定を覆すに足りる証拠はない証人Ｒの証言中には右７に反する部分があるが、前掲乙第四三号証により、少なくとも高周波加熱応力改善法及び脱気運転の技術が、昭和五三年八月以前に実用されていたことが明らかであり、右証言部分は措信しない。そうすると、本件安全審査が行われた昭和四七年当時は、三〇四ステンレス鋼がＳＣＣを起こしやすい材料であるとの専門技術的知見は我国においてはないに等しく、したがつて本件原子炉施設の基本設計においてそのための対策を特に求めず、詳細設計以降の段階において信頼性の高いものが建設されることをもつてよしとした判断は、当時としてはやむをえなかつたものであり、その後、三〇四ステンレス鋼の溶接部にＳＣ、、、Ｃが生じやすいことが明らかになつたものの詳細設計   施工上の対策として材料の選定溶接工法の改善等が、運転上の対策として脱気運転が、それぞれ開発され、本件原子炉施設にもその一部が実際に応用されているのであるから、結局本件安全審査における右判断に誤りはなかつたことになり、違法はないというべきである。
（七）検知装置の欠陥について
原告らは、本件原子炉施設の冷却水の漏洩監視装置は実際に冷却水の漏洩を検知しうるものではないと主張する。
しかしながら、その第一の根拠として原告らの挙げる福島第一原子力発電所一号炉の配管ひび割れ事故については、前掲乙第．四五号証によりその発生が認められる（これは前記のＳＣＣである）ものの、これにより冷却水の有意の漏洩を生じたことを認めるに足り。る証拠はなく、右ひび割れを冷却水の漏洩監視装置により検知しえなかつたことをもつて同装置に欠陥があるものと断ずべき根拠ということはできない。なお、証人Ｅの証言によれ
ば、
冷却水の有無の漏洩を伴わないＳＣＣによる亀裂の発生は、大きな漏洩に発展しないうちに、定期検査（規制法二九条）等に際して、超音波探傷等により発見することができるも。、、のと認められるまた   その第二の根拠とするＢＷＲの運転現状に関する事実についてはこれを認めるに足りる証拠はない。


２「各種事故の検討」の根本的欠陥について（原告らの主張第六節第二款第七）（一）原告らは、本件安全審査に係る安全審査会の報告書の「各種事故の検討」の項において想定されている事故は、事故の総てを検討したものではなく、炉心溶融等の深刻な、、。事態が想定されておらずまた   想定された事故に対する対策も不十分であると主張するすなわち、ラスムツセン報告においては、ＢＷＲにおいて起こりうる事故として八四通りが採り上げられており、そのうち七四通りが炉心溶融に至るとされている上、それでも総ての事故態様を尽くしたものではないにもかかわらず、本件安全審査においては、前記二４（三）の六種の事故において単一故障を生じた場合のみを解析したにすぎず、炉心溶融事故は全く想定されていないし、その場合の対策も全く講じられていない旨主張する。（二）そこで、まず、本件安全審査において具体的に想定されて解析された事故が六種でしかなかつた点につき検討する。
確かに、多数の機器をもつて複雑に構成された原子炉施設において理論上起こる可能性のある事故の態様を細かに分類していけば、原告ら主張のように極めて多様な事故を数え上げることができることは、ラスムツセン報告を引用するまでもなく、明らかである。しかしながら、前掲乙第二号証、証人Ｅの証言及び弁論の全趣旨によれば、本件安全審査においては、原子炉施設の事故防止対策に係る安全性を確認するためには、理論上想定しうる事故の総てについて定量的な解析評価をしなければならないものではなく、これらのうち原子炉の耐用年数と予定されている期間中に現実に発生するおそれのあるものについて、前判示の放射性物質の異常放出の防止の観点から、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態を惹起する事象を定性的に選別し、そのうち、右のおそれの高い代表的な形態の事象を具体的にいくつか想定することとし、これらにつき評価結果が厳しくなるような前提条件を設定して解析をして、安全性を確認することができれば、他の態様の
事故は、
これらより放射性物質異常放出のおそれが低いものとして、具体的な解析評価の対象としなくても、当然安全が確保されると考えて審査が行われたものと認められる。右の審査方針自体は、合理的な根拠に基づくものと認めるのが相当である。したがつて、問題は、代表的な事故としてどのような態様のものを想定するかという点における妥当性にあり、事故解析の対象を限定したこと自体には違法はないというのが相当である。そして、前記六種の事故態様のほかに事故を想定しなかつたことを不合理と目すべき根拠は見出し難い。なお、ＡＴＷＳや圧力容器破壊事故を想定しなかつた点に違法がないことは、既に判示したとおりである。
（三）次に、本件安全審査における事故解析では、前判示のとおり、安全防護設備等に単一故障（すなわち安全上昀もその解析評価結果が厳しくなるような機器の一つが単一の事象に起因して故障し、その機器の有する安全上の機能が発揮されない事態）の発生のみを想定して、より深刻な事態を想定しなかつた点につき検討する。確かに、機器の故障が二重、三重に重畳した場合に予想される事故の深刻さは、単一故障のみを想定した場合より大きいであろうことは、多言を要しないし、本件原子炉のようなＢＷＲにおいては、場合によつては、炉心溶融、圧力容器破壊、格納容器破壊等の事態にまで進展するおそれがあることは、前掲甲第八、第二七六、第二八〇号証等多くの証拠により認められる。そして、そのような場合でも放射性物質の環境への異常放出が防止されるような安全対策が講じられることが可能であれば、それが昀も望ましいことも明らかである。しかしながら、理論上は、原子炉施設を構成するあらゆる機器について、その故障の可能性及びその重畳の可能性を否定することができない結果、昀悪の場合としては、あらゆる機器が同時に故障し、安全防護設備等も全く作動しないというような事態を想定することも不可能ではない。ところが、そのような事態の発生を仮定した場合にも放射性物質の環境への異常放出を機器をもつて防止することは、自己矛盾であるから、論理的に不可能というのほかはなく、そのような観点からの事故解析が必要であるとすれば、およそどのような原子炉施設であつても、詳しく検討するまでもなく事故防止対策が十分である
とされることはありえず、
設置許可の要件を充足することもありえないということになる。このようなことは、規制法二四条一項四号の予定しないところであることは明白である。規制法二四条一項四号の趣旨は、既に判示したとおり、放射線による障害発生の可能性を十分に低くすることによつて、原子炉施設の有する潜在的危険性が現実に顕在化する事態が生じることは、社会観念上無視しうる程度である場合に限り、原子炉の設置を許可するというものであると解するのが相当である。したがつて、事故解析においても、理論上は発生する可能性はあつても、原子力発電所の耐用年数を考慮すれば、現実に発生する可能性は無視しうる程度であると考えられるような事態まで想定しなければならないものとは解されない。そうすると、結局、原子炉設置許可に際して行われる安全審査における事故解析においては、理論上発生する可能性のある昀悪の事態を想定するのではなく、当該原子炉施設において現実に発生するおそれのある昀悪の事態を想定し、これに対する安全対策が講じられているかどうかを審査、判断すれば足りるものである。右の観点から、前記単一故障の想定の妥当性について検討する。前判示のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の事故防止対策として、第一に、異常状態の発生自体を可及的に防止するため、燃料の核分裂反応が確実かつ安定的に制御され、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性が維持され、これらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備の信頼性が確保されることが確認され、第二に、このことが確認されたにもかかわらず、仮に異常状態が発生した場合においても、その拡大等を防止するため、異常状態が早期かつ確実に検知され、所要の安全保護設備が設置され、確実に所要の機能を発揮すること、異常な過渡変化時に単一故障が生じたものと仮定する等評価結果が厳しくなるような前提条件を設定してもなお、燃料被覆管と圧力バウンダリの健全性が確保されることが確認され、更に第三に、右の点が確認されたにもかかわらず、万一放射性物質を環境に異常放出するおそれがある事態が生じても、なおこれを防止するために、所要の安全防護設備が設置され、確実に所要の機能を発揮することが確認されている。事故解析は、このような本件原子炉施設の機器、設備が十分な信頼性を有することが確認された上で、更に念のため
にあえて事故の発生を想定した上で、


放射性物質の環境への異常放出という事態が生じないか否かを検討し、安全防護設備等の設計の総合的な妥当性を審査するために行われるものである。したがつて、事故解析に当たつては、機器の全部の不作動を想定しなければならないものとはいえず、実際に生じるおそれのある機器の故障のみを想定すれば足りる。そして、どのような機器にどのような故障が生じる可能性があり、その場合にどのような結果を生じるのかは、まさに専門技術的知見に基づいて選択、評価されるべき事項であるところ、本件安全審査においては、たとえば、ＬＯＣＡについては、昀も苛酷な事故として（１）冷却材再循環系配管（外径、約）（、六一センチメートルのステンレス鋼管がギロチン破断すること   証人Ｅの証言によれば右配管が亀裂、漏洩を経過しないでギロチン破断を生じることは、現実に起こるとは考えられないことが認められる（２）事故発生と同時に外部電源が喪失すること、を想定。）、した上で、更に単一故障として（３）ＥＣＣＳの中でその不作動が昀も苛酷な結果を招来、する低圧炉心スプレイ系の非常用デイーゼル発電機の故障が起き、その結果、低圧炉心スプレイ系のほか低圧注水系一系統も同時に作動しなくなること、が仮定されており、これが現実に起こりうる昀悪の事故と想定して解析をすれば足りると判断されたものである。このように、単一故障といつても、単純にある一つの機器の故障のみを想定しているのではなく、更にその前提には、現実には起こりそうにない重大な異常状態の発生を想定しているのであつて、右のような条件が非常に厳しい条件であることは、それ自体から明らかである。したがつて、右のような条件をもつて現実に発生する可能性のある昀悪のＬＯＣＡとして事故解析を行つた本件安全審査における判断には、更に苛酷な事態をも生じうることが明らかでない限り、相当の合理的根拠があるものと認めるのが相当である。（四）原告らは、単一故障の想定のみでは不十分であることの根拠として、まず、本来独立なものであるべき複数の安全装置が、共通の原因により同時に故障する事態がありうるとし、共通原因の例として、地震、火災及び人為操作をあげ、実際にそのような事態が生じた事例として、米国のブラウンズ・フエリー原子力発電所一号炉の火災事故及びＴＭＩ事故をあげている。そして、前掲甲第二七六、第二八〇号証、証人Ｎ、同Ｑの各証言等の中には、右主張に沿う部分がある。原告らの指摘するような共通原因に基づく事故、故障が理論上ありうることは、これも自明というべきであるが、その結果、重大な事故に発展するおそれのあるものが、本件原子炉施設において現実に発生する可能性があるかどうかが問題とされるべきである。
そこで、原告らが具体的に主張するもののうち、まず地震についてみるに、本件原子炉施設においては、十分な耐震設計がされることは前判示のとおりであるから、そのために機器の故障が発生するものとは考え難い。
次に、火災についてみるに、前掲乙第二号証によれば、本件安全審査においては、本件原、、子炉施設に消火装置が設けられることが確認されたことが認められるもののそのほかに特に具体的に防火対策が講じられているかどうかを審査したものと認めるに足りる証拠はない。しかし、具体的な防火対策は、基本設計において立てておくことも考えられるが、原子炉施設の本体的部分は金属と鉄筋コンクリートにより構成されていること、防火対策はおよそあらゆる施設において当然考慮されなければならないこと等に鑑みれば、詳細設計、工事、運転管理において対処されれば、一応足りるものと解される。そして、検証の結果によれば、本件原子炉施設においては、火災対策上昀も重要と考えられる電気ケーブルは、格納容器内については総て不燃性のものを用いた上で、金属性の電線管に入れて不燃化し、格納容器外では難燃性のものを使用した上で、垂直部分や交差部分に延焼防止剤を塗布する等の火災対策が採られていることが認められる。したがつて、万一火災が発生しても、ケーブルの焼損により電気系統が同時に複数の故障を生じることはないように詳細設計及び工事において対策が立てられているものというべきである。なお、原告らの指摘するブラウンズ・フエリー発電所における火災事故は、前掲甲第二八〇号証、成立に争いのない甲第四〇号証、乙第七一号証の一、二によれば、異常状態発生時に発生したものではない上、その態様は、原子炉建屋のケーブル貫通部でケーブル引替作業を行つた作業員が、貫通部の気密性を確認するために用いたろうそくの炎を誤まつてケーブル周囲に詰めたポリウレタン材に着火させ、更にこれが可燃性のポリビニルクロライド製のケーブル絶縁材に燃え移つたものであること、消火に手間どつたため、ケーブル約一六〇〇本が損傷し、そのため全部のＥＣＣＳを含む多くの機器が操作不能に陥つたこと、事故の主な原因は（１）ろうそくの使用という不必要な発火源があつたこ、
と、
（２）ポリウレタン材のように設計上考慮されていない可燃性の高い物質が使われていたこと（３）火災検知機の配置が不適切であつたこと（４）炭酸ガス・スプリンクラの、、作動がロツクされていたこと（５）初期消火に失敗した後、水を使うことをためらつたこ、
と、
（６）酸素マスクの数が不足していたこと（７）多重設備の物理的分離に対する従来の、基準がいささか不足するところがあつたこと等であつたといわれていること、我国においては、気密性の確認にろうそくが使われることはなく、線香の煙が使われ、また、ポリウレタン材のような可燃物は使用されていないことが認められる。右のとおり、ブラウンズ・、、、フエリー発電所の火災事故は特殊な状況の下で   作業員の初歩的ミスに基づいて発生し詳細設計、工事、保守、管理、訓練、消火活動の不手際等が重畳してこれが拡大したものであることが明らかである。したがつて、右のような火災事故の防止は、主として詳細設計以降の段階において適切な対策を立てることにより十分対処しうるものというべきであり、本件原子炉施設において同様の事故が発生することを想定して基本設計上の対策を講じなければならないものとは認め難い。しかも、前記のとおり、本件原子炉施設においては、電気ケーブルについて火災対策が講じられているから、たとえ火災が発生しても、ブラウンズ・フエリー発電所のように次々にコードに延焼することはないと認められるか
ら、
右発電所の火災事故を根拠に本件安全審査における事故解析が不十分であるということはできない。


そして、原告らは、共通原因として人為操作をあげる。確かに、人為操作によりいくつもの安全施設の機能が停止させられたり、誤つた操作を次々に行うことも考えられなくはなく（特に、意図的なものについては深刻な事態も考えうる、また、異常状態の発生し。）た際に運転員に完壁な操作を期待することは、本来不可能というべきであろう。しかし、誤操作による事故の防止は、前記認定のとおり一定の典型的なものについてインターロツク等の対策が基本設計上も考慮されているが、本来、運転方法や異常状態発生時の操作手順についての説明書の作成、これに基づく運転員の教育、訓練等、原子炉の運転管理上対処されるべき事項であつて、基本設計上あらゆる誤操作を想定しなければならないものとは解し難い。また、原告らのあげるＴＭＩ事故を根拠に本件安全審査における事故解析が不十分であるということもできない。これらの点については、後にＴＭＩ事故に関連して判示する。
以上のほかにも共通原因故障は種々想定しうるであろうが、本件安全審査において想定された事故よりも深刻な事態を招来するような具体的共通原因故障が、本件原子炉施設において現実に生じるおそれがあることを認めるに足りる証拠はない。（五）原告らは、深刻な炉心損傷の発生する確率は無視しえないほど大きく、また、二つ以上の故障が独立の原因で偶発的に同時に発生する確率も無視しうるほど小さくはないと主張し、その根拠として、ＡＳＰ報告のデータをあげる。確かに、成立に争いのない甲第一五三号証の一、二、前掲甲第二八三号証によれば、昭和五七年六月に発表された米国オークリツジ国立研究所（ＯＲＮＬ）による報告（ＡＳＰ報告、ＮＵＲＥＧ－ＣＲ二四九七）において、米国における昭和四四年から昭和五四年までの一一年間の原子炉運転に係る異常事象のデータから、深刻な炉心損傷事故の発生頻度を一〇〇〇分の一・七から一〇〇〇分の四・五毎炉年と推定しており、また、米国のＢＷＲの故障等の発生確率は、三〇分以上の外部電源喪失が一年当たり〇・〇三〇、小破断ＬＯＣＡが一年当たり〇・〇二一、非常用電源の不起動が一必要当たり〇〇・〇〇五等とされていることが認められる。
しかしながら、まず右の深刻な炉心損傷の発生頻度（確率）の評価についてみるに、右甲第二八三号証によれば、ＯＲＮＬ自身が、昭和五八年に、米国における昭和五五年及び昭和五六年のデータに基づけば、大事故の発生頻度は四〇〇〇炉年に一度（一万分の二・五毎炉年）となると発表したことが認められる。このように、ＯＲＮＬ自身の評価も極めて誤差の大きいものであることが明らかである上、これらはいずれも米国における運転経験に基づいて推定されたものであつて、本件原子炉施設に直ちに妥当するものであるとはい。、、、、   、、、い難い   のみならず前掲甲第八第三九   第八一第二〇九第二七六   第二八〇号証成立に争いのない甲第一八号証の二、第八四号証、乙第一七号証及び証人Ｎの証言によれ
ば、
環境に大量の放射性物質を異常放出するような炉心溶融事故の発生確率については、昭和五〇年にラスムツセン報告が公表されて以来、様々な者により様々な数値の推定がされてきたが、推定値の違いが極めて大きく、定説といえるような推定値はないこと、現在のところ、むしろ、定量的な事故発生確率の推定をすることは、不可能ないし無意味であるとする見解が支配的であることが認められる。したがつて、本件安全審査当時はもとより、現在においても、本件原子炉施設において現実に起こりうる昀悪の事故を想定する前提として、深刻な結果を招来する各種事故の発生の可能性がどの程度あると考えるべきなのかは、結局、専門家が専門技術的知見に基づいて判断するほかはなく、しかもその結果は数値をもつて示すことのできないものというほかはない。そうすると、ＡＳＰ報告における深刻な炉心損傷事故の発生頻度の推定値を根拠に、本件安全審査における安全審査会の判断が合理性を欠くものと断ずることは、困難といわざるをえない。次に、ＡＳＰ報告の故障発生確率のデータについてみるに、これらはやはり米国のデータであるから、直ちに本件原子炉施設に妥当するものとはいい難いが、仮に本件原子炉施設にも妥当するものと仮定して、検討をしてみる。例として本件安全審査において想定されたＬＯＣＡを採り上げてみると、右ＬＯＣＡについては、前判示のとおり（１）冷却材、再循環系配管のギロチン破断（２）外部電源喪失（３）低圧炉心スプレイ系の非常用デ、、イーゼル発電機の故障を想定している。ＡＳＰ報告にこれらに相当するデータがあるものと認めるに足りる証拠はないので、前記認定のデータから（１）小破断ＬＯＣＡ（２）、、三〇分以上の外部電源喪失（３）非常用電源の不起動の重畳する事態を想定するものとす、る。


右事態の発生確率が、原告らの主張するとおり各確率の単純な積であるとしても、前記認定のデータによる限り、一〇〇万分の三・一五となる。この数値自体、非常に小さいが、右の（１）及び（２）のデータは、いずれも一年当たりのものであるから、その確率の積は同一の年に（１）及び（２）がそれぞれ発生する確率であつて（１）が発生すると同、時に（２）が発生する確率ではないことが明らかである。そこで（１）と（２）が同一日、に発生する確率（厳密には同時でなければならない）を求めるためには、。更に三六五で除する必要があり、その結果は、一〇億分の八・六三となる。この数値は、本件安全審査におけるＬＯＣＡの想定とは非常に異なる想定のＬＯＣＡについてのものである（たとえば、本件原子炉の再循環系配管のギロチン破断は、小破断ＬＯＣＡよりも格段に発生確率が小さいことが明らかである）から、本件安全審査において想定されたＬ。ＯＣＡの発生確率ということができないことは明らかであるが、原告らの指摘したＡＳＰ報告のデータをあえて参考にすれば、極めて小さな確率にしかならないことが明白である。（六）そして、本件安全審査において行われた前判示のような単一故障を想定した事故解析をすれば現実に発生するおそれがある事故の解析としては十分であるとする見解が専門家の間にあることが、前掲甲第六一、第六二号証、証人Ｅの証言等により認められ、証人Ｄの証言等によれば、単一故障の想定では不十分とする専門家の見解も存することが認められるが、後者の見解が支配的であるとまでは到底認められない（なおＴＭＩ事故との関係については、後に判示する。。）
（七）以上の諸点を総合考慮すれば、本件安全審査において前記認定のような単一故障を想定して事故解析を行つたことには合理的根拠があり、その結果、炉心溶融にまで至らないものと判断されたのであるから、炉心溶融の事態を想定しなかつたこと及び炉心溶融が生じた場合の対策について検討しなかつたことにも合理的根拠があるものと認めるのが相当であり、これらの点において本件安全審査に裁量権の逸脱等があつたものということはできない。
四結論
以上のとおり、本件原子炉施設の事故防止に係る安全確保対策に関する原告らの主張はいずれも失当であつて、この点に関する本件安全審査の内容には合理的根拠があり、裁量権の逸脱等があるものとは認められない。
第四本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策
一平常運転時における被曝低減対策
前判示のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策として、原子炉施設の平常運転に伴つて環境に放出される放射性物質の量につき、これによる公衆の被曝線量を、第一に、法令の定める許容被曝線量以下と
し、かつ、第二に、
実用可能な限り右の許容被曝線量より低減させることとするための各対策が講じられているかどうかについて検討したものであるところ、このような審査方針自体には裁量権の逸脱等がないことは、既に判示したとおりである。そして、前掲乙第三五号証、証人Ｅ及び同Ｆの各証言によれば、本件原子炉施設は、その基本設計において、これらの対策に係る安全性を確保しうるものと判断されたことが認められる。その具体的審査内容についてみるに、前掲乙第一、第二、第五、第三五号証、成立に争いのない甲第三号証、証人Ｅ及び同Ｆの各証言並びに弁論の全趣旨によれば、次の１ないし５のとおりであつたと認められる。
１本件安全審査においては、本件原子炉施設の被曝低減対策の審査は、第一に、本件原子炉施設の平常運転に伴つて環境に放出される放射性物質の量を可及的に抑制するための諸対策が講じられているかどうか、第二に、環境に放出される放射性物質による公衆の被曝線量の評価値が許容被曝線量年間〇・五レムを下回り、かつ、実用可能な限り更に一層低く抑えられるものといえるかどうか、第三に、環境に放出される放射性物質の放出量、環境中における線量率等を適確に監視することのできる放射線管理設備が設けられるものかどうかを、それぞれ確認する方法により行われた。
２右の被曝線量評価は、先行炉における評価結果、運転実績等に鑑み、気体廃棄物については希ガスのガンマ線による全身被曝線量を、液体廃棄物については主要な核種による全身被曝線量を採り上げて行えば、他の形態の被曝評価を行わないでも、十分妥当な結論を出すことができるものと判断された。
３環境への放射性物質放出の抑制
本件安全審査においては、本件原子炉施設は、以下のとおり、その基本設計において、原子炉施設の平常運転に伴つて環境に放出される放射性物質の量を可及的に抑制するための諸対策が講じられているものと判断された。
（一）放射性物質の冷却水中への出現の抑制
原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被曝線量を低減するためには、まず、放射性物質が冷却水中に現れるのを抑制することができなければならない。そこで、前判示の原子炉の平常運転に伴い原子炉施設内に蓄積される主な放射性物質である（１）燃料の核分裂反応に
よつて燃料被覆管内に生成する核分裂生成物等と、
（２）冷却水が接する機器や配管の内面等の腐食によつて生成された腐食生成物等が中性子により放射化されることによつて生じる放射化生成物のうち、前者については、それを燃料被覆管内に閉じ込めることにより、また、後者については、冷却水についての適切な水質管理を行うこと等によつて、冷却水中へのこれらの出現を極力防止する設計とされるべきである。
この点につき、本件安全審査においては、まず、核分裂生成物等に対する事故防止対策について既に判示したとおり、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管の健全性が維持されるような設計となつていることが確認され、次に、放射化生成物について、冷却水の水質を腐食の生じ難い清浄な状態に保つために原子炉冷却材浄化系、復水脱塩装置等の水質管理を行う設備が設けられるとともに材料には主として腐食しにくいステンレス鋼が使用されること等が確認された結果、本件原子炉施設は、放射性物質が冷却水中に現れるのを抑制できるものと判断された。


（二）冷却水中から原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質の処理原子力発電所においては、右（一）の対策にもかかわらず、一部の燃料棒の燃料被覆管にピンホールが生じる可能性を完全に消去することができず、このピンホール等から核分裂生成物等が冷却水中に漏洩することがあり、また、冷却水が接する機器や配管の内面等の総てにわたつて腐食を完全に防止することは困難であるから、微量の放射化生成物の発生も不可避である。これらの理由から、冷却水中に微量の放射性物質が現れることは避けられない。そこで、冷却水中の放射性物質が原子炉冷却系統設備外に現れる際に、適切な処、。理を行うことにより環境への放射性物質の放出をできる限り低く抑えなければならないこの点について、本件安全審査においては、本件原子炉施設には、以下のとおり、気体、液体、固体の各形態に応じて適切に放射性物質を処理しうる放射性廃棄物廃棄設備が設けられ、環境への放射性物質の放出が可及的に低く抑えられるものと判断された。
（１）気体状の放射性物質
本件原子炉施設において発生する主な気体状の放射性物質としては（１）平常運転時に、復水器内の真空を保つため復水器空気抽出器により連続的に抽出される復水器内の空気の中に含まれる放射性物質（２）タービンの停止後比較的短時間のうちこれを再起動させる、際
に、
復水器内を真空にするために用いられる真空ポンプの運転により復水器内から間欠的に放出される空気の中に含まれる放射性物質（なお、点検、補修等のためタービンの停止から比較的長時間後にこれを再起動させるに際し真空ポンプを運転する場合においては、右停止中に復水器内の放射性物質の放射能が減衰し、放出される放射性物質の量は無視しうる程度となる）の二種類がある。これらの気体状の放射性物質には、希ガス、粒子状放射。性物質等がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設に、右（１）の連続放出に係る放射性物質については、希ガスを三〇分間減衰させる放射能減衰管、クリプトンについて四〇時間以上、キセノンについて二七日間以上の保留時間を有する活性炭式希ガスホールドアツプ装置、粒子状放射性物質を捕捉するフイルタ（ろ過器、希ガス等を拡散、希釈するための地上）高約一二五メートルの排気筒等がそれぞれ設けられること、右（２）の間欠放出に係る放射性物質については、右の排気筒等が設けられること等が確認された。その結果、本件原子炉施設には、気体状の放射性物質を適切に処理しうる廃棄設備が設けられるものと判断された。
（２）液体状の放射性物質
本件原子炉施設において発生する主な液体状の放射性物質としては、ポンプ、バルブ等からの漏洩水等のうち（１）比較的放射能濃度が高い機器ドレン廃液（２）比較的放射、、能濃度が低い床ドレン廃液（３）復水脱塩装置の樹脂や廃棄物処理設備で使用された樹脂、を再生する際に発生する再生廃液等の比較的放射能濃度が高い化学廃液（４）発電所の従、業者が使用した衣類等を洗濯する際に発生する廃液で、放射能濃度が極めて低い洗濯廃液の四種類がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設に、右（１）の機器ドレン廃液については、固形分を取り除くためのろ過装置、イオン状物質を取り除くための脱塩装置等が設けられること（処理水は、原子炉の冷却水等として再使用される、右（２）の床ドレン廃液に。）ついては、右ろ過装置、蒸留するための蒸発濃縮装置等が設けられること（蒸留水は、原則として脱塩処理をした後、原子炉の冷却水等として再使用される。蒸留水の一部及びろ過水は、復水器冷却用の海水に混合、希釈して、環境に放出される。蒸留した際に残る濃縮廃液は、固化して固体状の放射性物質として処理される、。）右（３）の化学廃液については、右蒸発濃縮装置等が設けられること（蒸留水及び濃縮廃液は、右（２）のドレン廃液の場合と同様に処理される、右（４）の洗濯廃液につい。）ては、右ろ過装置が設けられること（ろ過水は、右（２）のドレン廃液の場合と同様に処理される）等が確認された。その結果、本件原子炉施設には、液体状の放射性物質を適切。に処理しうる廃棄設備が設けられるものと判断された。
（３）固体状の放射性物質
本件原子炉施設において発生する主な固体状の放射性物質としては（１）冷却水の浄化、処理等のために使用される脱塩装置等から発生する使用済樹脂等（２）液体状の放射性物、質の蒸発濃縮装置から発生する濃縮廃液（を固化したもの（３）機器の点検や修理の際）、に冷却水に触れるなどして放射性物質が付着した布きれや紙屑等の雑固体廃棄物の三種類がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設に、右（１）の使用済樹脂等については、比較的放射能濃度の低いものを固化剤と混合してドラム缶詰めする装置及び比較的放射能濃度が高いものを貯蔵して放射能を減衰させるための貯蔵タンクが設けられること、右（２）の濃縮廃液については、いつたん貯蔵して放射能を減衰させるための貯蔵タンク及び固化剤と混合してドラム缶詰めする装置が設けられること、右（３）の雑固体廃棄物については、圧縮減容する装置及びドラム缶詰めする装置が設けられること、更に、右の各ドラム缶は、固体廃棄物貯蔵設備に貯蔵、保管しうること等が確認された。その結果、本件原子炉施設には、固体状の放射性物質を適切に処理しうる廃棄設備が設けられるものと判断された。なお、右のドラム缶又は貯蔵タンクを用いての貯蔵、保管は、海洋投棄等固体廃棄物の昀終的な処分方法が確立されるまでの間の一時的な措置である。
４公衆の被曝線量の評価
本件原子炉施設については、以上のとおり、環境への放射性物質放出の抑制対策が講じられていることから、環境へ放出される放射性物質は、本件原子炉施設において発生した放射性物質のうち気体状のもの及び液体状のもののごく一部に限られる。そして、これらの環境に放出される放射性物質による公衆の被曝線量は、本件安全審査において、以下のとおり評価され、その評価値が許容被曝線量年間〇・五レムを下回ることはもちろん、実用可能な限り更に一層低く抑えられるものと判断された。（一）本件原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被曝線量の評価方法は、以下のとおりであつて、妥当なものであると判断された。
（１）気体廃棄物


本件安全審査においては、本件原子炉施設の平常運転に伴つて大気中に放出される気体廃棄物のうち（１）復水器空気抽出器により復水器から連続的に抽出される空気に含まれ、る放射性希ガスの量は、年間約四万三〇〇〇キユリー（毎秒一・七ミリキユリー、年間稼動率八〇パーセント（２）真空ポンプの運転により復水器から間欠的に放出される空気）、に含まれる放射性希ガスは、年間一万二五〇〇キユリー（一回当たり二五〇〇キユリー（五〇〇キユリー・メガエレクトロン・ボルト、年間五回）と、それぞれ想定されている。）このうち、右（１）の毎秒一・七ミリキユリーという値は、燃料被覆管に希ガスの漏洩率が毎秒一キユリー（三〇分減衰値）となるような損傷が生じた状態において運転を継続するという厳しい条件のもとに想定されたものである。また、右（２）の一回当たりの放出量及び年間の放出回数は、先行炉の実績を踏まえて想定されたものである。そして、本件原子炉施設から大気中に放出された気体廃棄物は、大気中で拡散し、希釈されて、本件周辺監視区域外に到達するところ、右拡散、希釈の状況については、現地において季節ごとの変化を考慮して一年間にわたつて行われた気象観測の実測値を用いてパスキルの拡散式により計算したものである。
以上の点等が確認された結果、気体廃棄物による公衆の被曝線量の評価の前提条件等評価方法は、妥当なものであると判断された。
（２）液体廃棄物
本件安全審査においては、本件原子炉施設の平常運転に伴つて海水中に放出される液体廃、、、棄物の量は先行炉における実績等を考慮して   トリチウム以外のものが年間一キユリートリチウムが年間一〇〇キユリーと想定されている。
また、本件原子炉施設から海水中に放出された液体廃棄物は、海水中で拡散し、希釈されて、海産物等に取り込まれ、それを公衆が摂取すること等によつて公衆が被曝することになるところ、本件安全審査においては、右の海水による拡散、希釈を全く考慮せずに濃度計算をし、また、住民が放射性物質で汚染された魚類を一日一〇〇グラム、海藻を一日一〇グラム毎日連続して一年間摂取するものとして、被曝量の評価をしている。すなわち右
評価は、
液体廃棄物の海水中への放出口に海産物が一年間終始生息し続け、それが採取されて公衆の食用に供され、同一人が毎日続けてそれだけを一年間摂取し続けるという、実際にはありえない厳しい条件を仮定したものである。
以上の点等が確認された結果、液体廃棄物による公衆の被曝線量の評価の前提条件等評価方法は、妥当なものであると判断された。
（二）以上のような評価方法により、本件原子炉の平常運転に伴う公衆の被曝線量の昀大値は、放射性希ガスから放出されるガンマ線による全身被曝線量が年間約〇・八・ミリレム（なお、ベータ線による被曝線量年間約〇・一ミリレム、液体廃棄物中の放射性物）質に起因する全身被曝線量が年間約〇・〇五ミリレムと評価された。その結果、本件原子炉施設は、その平常運転に伴つて環境に放出される放射性物質に起因する公衆の被曝線量の評価値が、許容被曝線量年間〇・五レムをはるかに下回るのはもちろんのこと、実用可能な限り更に一層低く抑えられるものと判断された。
（三）本件原子炉の設置される東海地区には、本件原子炉施設のほかにも、周辺公衆の被曝線量に寄与する原子力施設が存在する。そこで、本件安全審査においては、放射性物質の使用量、使用条件等からみて周辺公衆の被曝線量に対する寄与が無視しえないと思われる日本原電東海発電所、原研及び動燃の再処理工場から放出される放射性物質による被曝との重畳を検討評価し、その評価値も、許容被曝線量年間〇・五レムを超えることはないかが審査された。
まず、気体廃棄物については、ベータ線とガンマ線とでは物質を透過する力が著しく異なり、ベータ線による被曝は実質的には皮膚被曝であるのに対し、ガンマ線による被曝は全、、身被曝であつて生体に与える影響の重要性にも格段の差異があるものと判断された結果本件安全審査においては、ガンマ線による全身被曝のみを採り上げて、被曝の重畳につき評価すれば、十分であると判断された。その結果、日本原電、原研、動燃の各周辺監視区域外におけるガンマ線による昀大全身被曝線量は、年間約一二ミリレムと評価された（なお、原子力委員会再処理施設安全審査専門部会において動燃再処理施設の安全性の審査がされた際の同施設から放出される気体廃棄物による全身被曝線量評価値は年間三二ミリレムとされているが、そのほとんど総てがベータ線による被曝であつて、実質的に皮膚被曝であり、被曝の重畳の評価に際しては、検討する必要がないものと判断された。そして、この評価値は、許容被曝線量年間〇・五レムを十分下回るものであ。）ると認められた。
また、液体廃棄物については、本件原子炉施設から放出される液体廃棄物による被曝線量が、前記のとおり、年間約〇・〇五ミリレムと極めて小さいこと、動燃の再処理施設から、、放出される液体廃棄物による被曝は原子力委員会再処理施設安全審査専門部会において年間約一二ミリレムと評価されたこと、右再処理施設その他の原子力施設から放出される液体廃棄物による被曝線量は、許容被曝線量年間〇・五レムに比べて十分小さいこと、たとえこれらの諸施設から放出される液体廃棄物によつて重畳して被曝したとしても、右各施設の被曝線量評価値の和を上回ることはないこと等から、あえて液体廃棄物による被曝の重畳を評価する必要はないものと判断された。
５放射性物質の放出量等の監視
原子炉施設の平常運転に伴つて放射性物質を環境に放出するに当たつては、放射性廃棄物廃棄設備が正常に機能していること等を確認するために、その放出量及び放出後における線量率等を適確に監視することのできる設備を設けることが必要であるところ、本件安全審査においては、次のとおり判断された。
まず、気体廃棄物については、排気筒から環境への放出量を連続的に監視するため、排気筒に放射線モニタが設けられること、液体廃棄物については、環境に放出する前に放射性物質の濃度が十分低いことを確認するため、いつたんサンプルタンクに貯留し、放射性物質の濃度をサンプリングして測定する設備が設けられること、復水器の冷却水放水路につながる排水管には放出量を連続的に監視しうる放射線モニタが設けられること等が、それぞれ確認された。また、環境中の線量率等の監視については、本件原子炉施設の周辺にモニタリングポスト等の線量率等を測定する設備が設けられること等が確認された。その結果、本件原子炉施設には、その平常運転に伴つて環境に放出される放射性物質の放出量、環境中における線量率等を、それぞれ適確に監視することのできる放射線管理設備が設けられるものと判断された。
以上認定の１ないし５の具体的審査内容によれば、本件安全審査における本件原子炉施設


の平常運転時の被曝低減対策に係る安全性の判断は、
合理的根拠に基づいて行われたものであると、一応認めることができる。そこで、この点に関する原告らの主張について検討し、右判断に裁量権の逸脱等があつたかどうかを、次に判断することとする。
二原告らの主張に対する判断
１平常時被曝の危険性について（原告らの主張第六節第二款第二）
（一）日常的放射能放出について
（１）よう素及び粒子状放射性物質による被曝の無視について原告らは、本件安全審査においては気体廃棄物のうちよう素及び粒子状放射性物質による被曝が無視されていると主張する。
しかしながら、証人Ｆの証言によれば、本件安全審査においては、本件原子炉施設から放出されるよう素及び粒子状放射性物質の量が、定性的に評価して放射性希ガスの数千分の一ないし数万分の一以下と極めて少なく、全身被曝に対する寄与も非常に小さい上、部分被曝に比べれば全身被曝のほうがはるかに重要であり、放射性物質の食物中ないし人体内における濃縮を考慮してもなお、これらについて特に定量的な評価までしなくても、安全性の判断に欠けるところはないと考えられたことが認められる。これに対して原告らの主張するところは、単に抽象的に、放出される放射性物質の核種が多種類であり、微量でも内部被曝を与えると指摘するのみであつて、右の判断が合理性を欠くことを根拠づけるに足りるものとはいい難い。また、証人Ｏの証言中にも、原告らの右主張に沿う部分があるが、やはり一般的によう素や粒子状放射性物質による内部被曝による危険性、よう素の植物体内における濃縮率の高さ等を供述するにとどまるものであつて、これのみをもつてしては、これらの点をも考慮した上で、よう素や粒子状放射性物質の定量的評価までは必要としないとした前記判断が合理性を欠くものと断ずるには足りない（なお、同証人がムラサキツユクサによる環境モニタリングの結果を根拠に被曝評価が過小である旨証言していることについては、後に別に検討する。また、成立に争いのない甲第一六三号証によ。）れば、本件原子炉施設から放出された気体廃棄物の年間放出量の実績値は、昀大でも放射性希ガスが三・三キユリー（本件安全審査における評価値の約一万七〇〇〇分の一、よう）素一三一が一・七ミリキユリーにすぎないことが認められ、右事実によつても、本件安全審査における気体廃棄物の評価は合理的根拠に基づいていたということができる。
（２）連続放出に係る気体廃棄物の評価の誤りについて原告らは、本件安全審査において本件原子炉施設からの連続放出に係る気体状放射性物質の量が毎秒一・七ミリキユリーと評価されているが、これは過小であり、かつ、これには希ガスホールドアツプ装置が有効であるとの前提があるけれども、同装置は信頼できないので、右評価は誤りである旨主張する。しかし、同装置が信頼できないことの根拠は明らかではなく、また、これに沿う証拠もない。むしろ、前掲乙第二二号証、証人Ｆの証言によれば、その有効性は実際の運転により実証されているものと認められる。また、本件原子炉施設からの気体廃棄物の放出実績が極めて低い値であることは前認定のとおりであつて、本件安全審査における評価が過大でこそあれ、過小でないことは明らかというべきである。よつて、原告らのこの点に関する主張は失当である。（３）間欠放出に係る気体廃棄物の評価の誤りについて原告らは、本件安全審査において本件原子炉施設からの間欠放出に係る気体状放射性物質の量が年間一万二五〇〇キユリー（二五〇〇キユリー・メガエレクトロン・ボルト）と評価されていることにつき、第一に過小評価であるとし、第二に右の放出量自体非常に大量であつて、許容しえない旨主張する。
このうち、まず過小評価の点について検討するに、証人Ｆの証言によれば、本件安全審査においては、敦賀及び福島の原子力発電所の運転実績に基づいて、一回当たり二五〇〇キユリーの間欠放出が年間五回あるものと想定すれば十分安全余裕を見込むことになると判断された結果、右の評価がされたものであることが認められる。そして、右の評価が過小であることを根拠づけるに足りる事実は認められない。確かに、八四部会の中間報告においては一回当たり七五〇〇キユリーの間欠放出が年間一五回あるものと想定されていた
が、
その後、結局前記のとおりの昀終評価がされたことは前判示のとおりであつて、その手続には特段の違法はなく、証人Ｆの証言によれば、むしろ右中間報告における想定が過大であつたと昀終的に判断されたことが認められる。そうすると、右のような経緯があつたことから、右年間一万二五〇〇キユリーとの評価が過小であるということはできない。
なお、
証人Ｆの証言によれば、前記認定のとおり、原子炉停止後の再起動の場合中でも、点検、補修のための停止に際しては、再起動までの期間が長いために、希ガスの放射能はほとんど減衰してしまうから、間欠放出として特に採り上げる必要がないと判断されたことが認められる。これに対し、原告らは、むしろこれらの場合に放射能放出が顕著である旨主張する。しかし、右証言によれば、本件原子炉施設自体の現実の運転経験上、右のような停止に際しては排気筒モニタにより特段の放射能排出が検知されなかつたことが認められるから、右主張は失当である。原告らの掲げる根拠も右認定事実に鑑みれば、その主張を裏付けるに足りるものとは解し難い。なお、本件原子炉施設の気体廃棄物の放出実績は前記（１）認定のとおりであるから、この事実からしても、本件安全審査における間欠放出に係る気体状放射性物質の評価が過小ではないことが明らかである。次に、年間一万二五〇〇キユリーの放出量が許容しえない大量のものであるか否かについてみるに、前掲乙第五号証によれば、右の間欠放出による周辺監視区域外での昀高放射線量は、年間約〇・六ミリレム（ベータ線表面線量約〇・〇八ミリレム）にすぎないことが認められ、右認定を覆すに足りる証拠はない。そうすると、前記認定のとおりの他の放射性物質の放出量をも斟酌の上、右間欠放出に係る放射性希ガスの放出量が、前記審査方針に適合するものであるとした判断に、裁量権の逸脱等があるものとは認められない。
（４）気体廃棄物の過大な拡散、希釈について
原告らは、本件安全審査においては、気体廃棄物について過大な拡散、希釈を仮定していると主張する。


しかしながら、前掲乙第一一号証によれば、原告らの指摘するパスキルの拡散式（英国気象局方式）は、大気拡散の推定式の代表的なものの一つで、我国だけでなく英国や米国においても用いられていること、他の代表的な拡散式を用いても、パスキルの拡散式を用いても、パラメータの値を適当に選ぶことにより大差なく濃度を推定することができることが認められ、これを左右するに足りる証拠はない。そして、本件原子炉施設に附してパスキルの拡散式を適用することが不適当であることの根拠は明らかではなく、これを認めるに足りる証拠もない。なお、本件安全審査においては、現地における一年間の気象観測の実測値を用いて計算がされていることが確認されたことは、前記認定のとおりである。また、原告らは、地表面による反射効果の挿入が不当であると主張するが、その根拠も明らかでなく、これに沿う証拠もない。よつて、右主張は失当である。
（５）液体廃棄物の核種の不当な限定について
原告らは、本件安全審査においては液体廃棄物による被曝評価を正当な理由なく六種類のガンマ線放出核種のみに限定して行い、他の核種、とりわけトリチウムを無視したと主張する。証人Ｏの証言中にも、挙動のわかつている核種のみを採り上げて評価したにすぎないものである旨の部分がある。
しかし、まず、トリチウムについては、本件安全審査においてこれが無視された、すなわち評価の対象とならなかつたのではなく、本件原子炉施設から海水中へ放出されるトリチウムを年間一〇〇キユリーと想定したことは前記認定のとおりである。そして、前掲乙第三五号証及び証人Ｆの証言によれば、右のトリチウムの放出量からすれば、これによる全身被曝線量は、トリチウムを除く液体廃棄物による全身被曝線量に比べて極めて低く無視できる程度であると評価されたものであること、その根拠は、トリチウムは海産生物により濃縮されないものであり、その放出するベータ線のエネルギーが非常に小さいものであることにあることが認められる。原告らの主張するトリチウムの性質は、右の評価自体を何ら否定するものではなく、他に右の評価が合理性を欠くことを肯認するに足りる根拠はない。
次に、その他の核種についてみるに、証人Ｆの証言によれば、本件安全審査においては、液体廃棄物に含まれる核種のうち量が多くかつ全身被曝に支配的なものとして六核種を採り上げて定量的な被曝評価をすれば、本件原子炉施設の安全性を確認するのには十分であると判断されたこと、並びにその根拠は、被曝の評価に用いた条件が厳しいためかなり安全側に評価されること、及び先行炉の経験と科学的推論により液体廃棄物中に含まれる核種の種類と割合が一応分かつていること等であることが認められる。右事実及び右の主要六核種の評価値がわずかに年間約〇・〇五ミリレムであつたことに鑑みれば、右主要六核種以外の核種について定量的評価をしなかつたことには合理的根拠があるものということ
ができ、
この点に裁量権の逸脱等があるものとは認められない。証人Ｏの証言中の前記部分は、右の主要六核種以外の核種による被曝が定性的に無視しえないものであることを根拠づけるものとは認められず、右の判断を左右するには足りない。
（６）セシウム一三七の濃度の過小評価について
原告らは、本件安全審査に使用したセシウムの濃度値の一〇〇倍の濃度のセシウム一三七が現実に日本原電により放出されているから、本件安全審査の評価値は誤りである旨主張する。
しかしながら、原告らの主張する現実の放出濃度値は、これを適確に認めるに足りる証拠がない上前掲乙第二二号証等によれば右主張に係る放出実績値は   その主張の時期本、、、   （件発電所の稼動前の昭和五二年一二月二二日付準備書面によることが、本件記録上明らかである）から、本件発電所によるものではなく、日本原電東海発電所によるものと考え。られるところ、同発電所はガス冷却型（ＧＣＲ型）原子力発電所であつて、ＢＷＲである本件発電所とは全く構造等を異にするものであることが認められる。したがつて、仮に原告らの主張のとおりのセシウム一三七の放出が東海発電所からされていることが事実としても、本件安全審査で用いられた値が誤つていることの根拠とはなりえないものである。よつて、原告らの右主張は失当である。
（７）海産物摂取量の過小評価について
原告らは、茨城県沿岸住民を対象とした海産物消費実態調査の結果によれば、海産物摂取量は本件安全審査で採用した摂取量より約七倍も多い旨主張する。しかしながら、原告らの主張する調査結果を適確に認めるに足りる証拠はなく（前掲甲第二七九号証中には、本件安全審査で採用した摂取量より多く摂取する人がかなりいるとの、。）、放射線医学総合研究所の調査結果があるとの部分があるがそれ以上に具体的ではない証人Ｆの証言によれば、本件安全審査において採用した一日当たり魚類一〇〇グラム、海藻一〇グラムという摂取量は、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東海村住民の摂取量に基づくものであることが認められるから、原告らの主張は失当である。
（８）濃縮係数の過小評価について
原告らは、本件安全審査において用いられた海産物による濃縮係数は、過小である旨主張
し、その根拠として、
ＮＡＳの報告した濃縮係数は右濃縮係数の一万倍も高いことを挙げる。しかし、右ＮＡＳの報告した濃縮係数を適確に認めるに足りる証拠はない上、前掲乙第三五号証及び証人Ｆの証言によれば、本件安全審査において用いられた濃縮係数は、その当時公表された各種データの中で厳しい値を採用したものであることが認められる。また、仮にＮＡＳの報告中に原告らの主張に沿う濃縮係数値が存在するとしても、これが、本件原子炉施設近傍の海域における食用海産物に妥当する数値であることまでを肯認できる証拠もないから、そのことから直ちに本件安全審査において用いられた値が不当であると断ずることはできない。したがつて、本件安全審査において用いられた濃縮係数値が合理的根拠を欠くものということはできず、この点に裁量権の逸脱等があるものということはできない。
（９）中性子スカイシヤイン線量の無視について
原告らは、本件安全審査において中性子スカイシヤイン線量が評価されていないと主張する。


成立に争いのない甲第二八八号証及び証人Ｆの証言によれば、日本原電東海発電所において、中性子が周辺監視区域外に漏れ出ていることが測定されたこと、このように原子力発電所の天井から漏れ出た中性子が空気散乱現象により周辺に降り注ぐいわゆるスカイシヤイン線量を問題として指摘する者がいることが認められる。しかし、右甲第二八八号証によれば、東海発電所（ＧＣＲ型）は、格納容器を有さす、中性子を吸収する水を使つていない上、原子炉が大きくて遮へいがしにくいことから、中性子が漏れやすいものと考えら。、、、れることが認められる   ところが前判示のとおり中性子線は水によつてよく減速され厚いコンクリート壁等により遮へいすることができるものであるところ、本件原子炉施設の場合には、その炉心において軽水が中性子線の減速材の役目をしているものであり、前掲乙第二号証及び証人Ｆの証言によれば、本件原子炉の炉心の上部には、圧力容器、格納容器、遮へいコンクリートがあり、更にその上に原子炉建屋のコンクリート製の天井があつて、これらにより中性子線が四囲だけでなく上部に漏れることをも遮へいしており、実際にも中性子線が放出されていることを検出することができない程度であることが認められる。したがつて、原告らの右主張は失当である。
（１０）平常運転時の放射能と事故時の放射能について原告らは、平常運転時と事故時における放射性物質の放出量についての評価値を対比させて、平常運転は事故を頻発させるのに等しい（すなわち、気体廃棄物として、平常運転時に年間約五万五五〇〇キユリーの放出量であるのに比して、例えば重大事故時には一回当たりの希ガスの放出量は約一万三六〇〇キユリーと想定されていることを対比すれば、年間約四回も重大事故を発生させることになる）旨主張する。しかしながら、原告らの生命、身体等の安全に関しては、原告らの被曝線量（原告らに到達する放射性物質の線量）が問題とされるべきであつて、放射性物質の放出量を対比させることには特段の意義は見出せない。よつて、原告らの右主張は失当である。（１１）原子力関係施設の集中化による重畳被曝評価の誤りについて原告らは、重畳被曝についてるる主張するが、まず、評価の対象とした核種が限定されていることが問題であるとする。しかし、本件原子炉施設から放出される気体廃棄物について核種を限定して定量的評価をしたことに違法性が認められないことは、既に判示したとおりである。また、動燃再処理施設による被曝については、前掲甲第三号証及び証人Ｆの、、証言によれば平常運転時に放出される一日当たりの気体状放射性物質の評価量の内訳はクリプトン八五が八〇〇〇キユリーであるのに対し、トリチウムが四・九キユリー、その他の核種はいずれも一キユリーをはるかに下回ること、したがつて、そのほとんどがクリプトン八五による被曝と考えてよいことが認められる。よつて、原告らのこの点に関する主張は失当である。
次に、原告らは、クリプトン八五による被曝の評価が誤りである旨主張する。そして、動燃再処理施設の安全審査においては、全身被曝線量が年間三二ミリレムと評価されていたこと、その大部分はクリプトン八五によるものであることは、前記認定のとおりであり、ＩＣＲＰがベータ線が一〇〇キロエレクトロン・ボルトを超えた場合は全身被曝と評価せよとの勧告をしたことは、当事者間に明らかに争いがなく、にもかかわらず、本件安全審査においては動燃再処理施設から放出される気体廃棄物による被曝線量評価値年間三二ミリレムは実質的に皮膚被曝であるという評価がされたことは、前記認定のとおりである。
しかし、前記のとおり、
ベータ線による外部被曝は皮下ほぼ二センチメートル以下の被曝でしかない上、仮に例外的に右ＩＣＲＰの勧告が問題とされるとしても、前掲乙第一四、第一六、第六〇号証、成立に争いのない甲第七一号証、乙第七三、第七四号証の各一ないし三及び証人Ｆ、同Ｏの各証言並びに弁論の全趣旨によれば、右のＩＣＲＰ勧告は昭和三四年にされたものであること、動燃再処理施設の安全審査は昭和四四年に行われ、右ＩＣＲＰ勧告の知見に基づきクリプトン八五のベータ線の昀大エネルギーが〇・六七五メガエレクトロン・ボルトであることから、これを全身被曝として評価したこと、ところが、昭和四五年になつて、米国のヘンドリクスンが、国際原子力機構及びＡＥＣ共催のシンポジウムにおいて、右のＩＣＲＰの勧告のようにベータ線を全身被曝と評価すると、クリプトンについていえば約七〇倍もの過大評価となるとの指摘をしたこと、安全審査会は、このような新たな知見に基づいて、本件安全審査においては、クリプトン八五のベータ線を皮膚被曝として評価する旨決定したこと、ＩＣＲＰも、昭和五三年に至つて、クリプトン八五のベータ線を全身被曝として評価する勧告を改め、これを皮膚被曝として評価するものとする新たな勧告を行つたこと、現在ではベータ線による外部被曝は一般に皮膚被曝と考えられていること、クリプトン八五はベータ線のほかにガンマ線も放出するが、その量は極めてわずかで、ベータ線がその放出エネルギーの大部分を占めることが認められ、これらの認定を覆すに足りる証拠はない。これらの事実によれば、本件安全審査において動燃再処理施設のクリプトン八五のベータ線による被曝を皮膚被曝として評価をしたことには、合理的根拠があり、この点に裁量権の逸脱等があるとは認められない。
また、原告らは、本件安全審査において実効エネルギーという物理学に基づかない便宜的パラメータを作り出したと主張する。しかしながら、成立に争いのない乙第三七号証の二によれば、本件安全審査の後である昭和五一年九月二八日に原子炉安全技術専門部会の報告を受けて原子力委員会が定めた線量目標値評価指針においても被曝線量の評価に実効エネルギーを用いるべきことが定められていることが認められる。そして、これらの実効エネルギーを用いる評価方法が物理学に反するものと認めるに足りる証拠はない。よつて、
原告らの前記主張は、
失当というほかはない。


更に、原告らは、気体状（粒子状）及び液体状の放射性物質による被曝、外部被曝と内部被曝は、それぞれ合算されるべきである旨主張する。このうち、気体状放射性物質相互の重畳被曝については、既に判示したとおりである。液体状放射性物質相互の重畳被曝についても、既に認定したとおり、本件原子炉施設の放出する液体状放射性物質による被曝評価値は、前判示のような厳しい条件の下に計算しても年間約〇・〇五ミリレムと極めて小さいことなどから、あえて他の施設の放出するものとの重畳を定量的に評価するまでの必要がないものと判断されたものであつて、右の評価値及び条件に照らし（前記のとおり、右条件は、本件原子炉施設の放出口に生息する海産生物のみを毎日摂取し続けるというものであるから、その上に更に他の施設の放出口に生息する海産生物をも摂取することは論理的にありえない、右の判断には合理的根拠があるというべきである。そして、気体。）状放射性物質と液体状放射性物質の重畳被曝については、前記認定のとおり、動燃再処理施設の放出する液体状放射性物質による被曝評価値は、外部被曝と内部被曝を合計しても年間約一二ミリレムであるから、これと前記認定の気体状放射性物質の重畳被曝評価値年間約一二ミリレム、本件原子炉施設の放出する液体状放射性物質の被曝評価値年間約〇・〇五ミリレムとを単純加算してもなお許容被曝線量年間〇・五レムの約二〇分の一と小さい上、本件原子炉施設を新たに設置することによる寄与分は極めてわずかである（証人Ｆの証言及び弁論の全趣旨によれば、気体状放射性物質による重畳被曝の昀大値である右の年間約一二ミリレムのうち、本件原子炉による寄与分は、年間約〇・四二ミリレムであることが認められる。なお、原告らは、被告の主張によつても合計年間四八ミリレムの重畳被曝となるというが、これはベータ線による皮膚被曝を含め単純加算したもので、以上の判断を覆すものではない。以上の諸点を考慮すれば、本件安全審査における被曝の重畳。）に関する判断には合理的根拠があるものというのが相当であり、この点に裁量権の逸脱等があるということはできない。もつとも、気体状放射性物質の重畳被曝評価値約一二ミリレム、動燃再処理施設の放出する液体状放射性物質による被曝評価値約一二ミリレム、これ
ら全体の重畳被曝値は、
いずれも成立に争いのない乙第三七号証の一によつて認められる線量目標値指針の定める年間五ミリレムという発電用軽水炉についての線量目標値を上回るものであるから、右指針の精神（ＡＬＡＰの精神）からすれば、実際の運転管理に当たつては、更に右評価値よりも被曝線量が低くなるように努めるべきである。しかし、右の評価値が線量目標値を上回つているのは、ほとんど全部が本件原子炉施設以外の施設の放出する放射性物質によるものであり、本件原子炉施設の寄与分は右目標値をも十分に下回るものであるから、本件原子炉の設置が右の精神に反するものとは認め難い（仮に重畳被曝評価値がＡＬＡＰの精神に照らし高すぎるというとしても、それは動燃再処理施設の放射性物質放出量が問題とされるべきである。なお、前掲乙第三七号証の一によれば、右の線量目標値は、昭和五〇年五月以降に新設される発電用軽水炉にのみ適用されるものであるから、本件原子炉施設や動燃再処理施設について直接適用されるものではない上、安全審査におけるもののように保守的な計算方法による評価値ではなく、現実的と考えられる計算方法による評価値についてのものであり、かつ、努力目標値であつて、その達成を義務づけたものではないから、線量目標値指針違反の問題は生じない。。）
（１２）放射線の管理及び監視について
原告らは、本件原子炉施設における放射線の監視は、気体廃棄物については、希ガスのガンマ線のみを対象とする等、極めて不十分である旨主張する。前掲乙第二、第五号証によれば、本件原子炉施設における前判示の排気筒モニタ、モニタリングポスト等の測定設備においては、ＧＭ、電離箱又はシンチレーシヨン測定器が用いられるものとされていることが認められる。これらの測定装置がガンマ線のみを測定するものであることを認めるに足りる証拠はなく、むしろ、前掲乙第二二号証によれば、これらは他の放射線の測定をすることもできる検出測定装置であると認められる。しかしながら、検証の結果によれば、本件原子炉施設のモニタリングポスト等において現実に測定されているのは、ガンマ線の空間線量率であると認められるので、本件安全審査においてもこれらがガンマ線のみを測定することを予定したものと解したものであるとしても、前判示のとおり、本件原子炉施設から放出される気体廃棄物による被曝については、希ガスのガンマ線のみを定量的に評価すれば、気体廃棄物による被曝についての安全性を判断することができるものであるから、気体廃棄物の測定についても、これに注目して行うことには、合理的根拠があるということができる。のみならず、前掲乙第二、第五、第三五号証によれば、右のようにモニタリングポスト等において空間線量率を測定するほかに、井戸水、農作物等をサンプリングして、定期的に放射能を監視することになつていることが確認されていることが認められる。したがつて、この点に関する原告らの主張は失当である。


（二）ムラサキツユクサによる実験とその結果について成立に争いのない甲第二六ないし第二九号証、第九六号証及び証人Ｏの証言によれば、Ｏらが原告らの主張第六節第二款第二、二のとおりムラサキツユクサを用いて原子力発電所周辺において現場モニタリングを行つたこと、その結果原告らの主張するような事実が認められたと発表していることが認められる。原告らは、右の事実から、本件安全審査における被曝評価に誤りがある旨主張し、証人Ｏの証言中には、これに沿う部分がある。しかしながら、前掲甲第九六号証、乙第一四、第一六、第六〇号証、成立に争いのない甲第九七号証、乙第四一号証（甲第二八〇号証、原本の存在及び成立に争いのない乙第六）五号証の一ないし六及び証人Ｏの証言によれば、次の各事実が認められる。（１）ムラサキツユクサの雄ずい毛は、放射線によるほか、気温、湿度、日照度、農薬等の化学物質等によつても突然変異を生じやすい性質を有する。（）、、２   したがつてムラサキツユクサの雄ずい毛を用いて人工放射線の量を調べるには人工放射線以外の諸要因による影響を完全に排除することが昀も望ましいが、野外調査ではこれが不可能なので、これらを極力排除するようにした上、調査結果の評価に当たつては、これらの諸要因による影響を十分に考慮に入れなければならない。（３）Ｏらが行つた現場モニタリングにおいては、事情が許す限り農薬の影響を少なくし、気温の変化、自動車等の排気ガス等の影響についても検討を加える等して、なお、人工放射線との間の有意な相関関係があると結論されたものである。（４）しかし、Ｏらの実験結果については、他の諸要因による影響の排除という点で不
十分であり、また、
実験結果から推定されている被曝線量値が観測機器により実際に観測された放射線量に比べてあまりにも大きいこと（もつとも、この点は、Ｏによれば、観測機器によつて観測されているガンマ線の空間線量のほかに、ムラサキツユクサが体内に採り込んだ放射性物質による内部被曝線量があるためで、特に、よう素一三一は、植物組織内で一〇〇万ないし一〇〇〇万倍に濃縮されるから、これによる内部被曝が大きく寄与していると説明されている）などから、人工放射線と突然変異との間に有意な相関関係があると結論すること。はできないとの指摘や右の相関関係を肯定するには更に研究、解明をしなければならないとの指摘が、他の学者らによりされている。
（５）Ｏらが東海地区で行つたモニタリングは、特に、観察した雄ずい毛の数が、昭和五三年六月一二日から同年九月一七日までの約三か月間を集計しても、対象集団を含む一二地点の合計で二六万一六三一本、昭和五四年五月二三日から同年一〇月二〇日までの約五か月間の集計では、右一二地点の合計で四五万二七七六本と、比較的少なく（これに対し、米国ブルツクヘブン国立研究所のスパローらが行つたムラサキツユクサの実験では、温度、湿度等の環境条件を一定に保つた特別の設備を用いた上、エツクス線による昀低線量二五〇ミリラドにおける突然変異を検出するため、エツクス線を照射したムラサキツユクサの雄ずい毛を約一〇〇万本、自然突然変異率を観察する対照集団における雄ずい毛を九十数万本観察している、突然変異件数は、前者で二八六、後者で八二八でしかなか。）つたこと、前者の場合には、観察に用いた光源が昀適のものではなかつたこと、昀適の光源を用いた後者の場合には、突然変異頻度の有意な差異がさほど頻繁には検出されなかつた（Ｏの見解によれば、これは、昭和五三年には動燃再処理工場が運転されていたが、昭和五四年にはこれが運転されていなかつたことに関係しているとされているが、もしそうだとすれば、少なくとも本件原子炉施設の運転とムラサキツユクサの突然変異との間には、あまり相関関係がないということになる）こと、原子力関係以外の工場がいくつか存在。することなどの問題点があり、本件原子炉施設から放出される放射性物質の量と観察結果とを直ちに結びつけて考えるには疑問の点も多い。
右認定の各事実によれば、
前記Ｏらの現場モニタリングの結果をもつて、直ちに本件安全審査における被曝評価に誤りがあるものとは認め難い。
（三）作業者被曝の危険性について
原告らが作業者被曝についての違法を本件訴訟において主張することができないことは、既に判示したとおりであり、作業者被曝の危険性に関する主張は、失当である。２放射性廃棄物の危険性について（原告らの主張第六節第二款第三）
（一）固体廃棄物の敷地内貯蔵の安全性について
原告らは、本件安全審査において敷地内貯蔵される固体廃棄物からの放射線放出の防止対策及びこれに関する事故解析がされるべきであるのに、これがされていないと主張する。しかしながら、固体廃棄物貯蔵施設を含む本件原子炉施設について、その耐震性、海象等が審査され、安全性が確認されていることは、前記認定のとおりである。そして、前掲乙第二号証及び証人Ｑの証言によれば、本件安全審査において、固体廃棄物がドラム缶詰めされた上貯蔵される固体廃棄物貯蔵設備は、鉄筋コンクリート造りであるから、少なくとも平常時には放射線を遮へいする効果を有することが認められ、また、前掲乙第三五号証によれば、右のドラム缶、固体廃棄物貯蔵設備、また、貯蔵タンクは、詳細設計、製作、検査等を通じ信頼性の高いものが建設されることになつていることが確認されている（なお、規制法三五条三号、原子炉規則一四条四、五号）ことが認められる。したがつて、固体廃棄物の敷地丙貯蔵施設について、事故解析をするまでもなくその基本設計において安全性が確保されるとした本件安全審査における判断には合理的根拠があるものと認めら
れ、
この点に裁量権の逸脱等があるものとはいえない。なお、このようにして敷地内で貯蔵するのは、前記認定のとおり、将来における昀終的な処分までの一時的な措置とされているところ、これに相当程度期間を要することとなつた場合に、右ドラム缶、貯蔵タンクの保安上必要とされる措置は、運転開始後における保守、管理上の問題として考慮されるべきであると解される。よつて、原告らの前記主張は失当である。
（二）敦賀発電所における事故について
原告らは、敦賀発電所において昭和五六年四月に顕在化した放射性廃液流出事故により、原子力発電所における放射性廃棄物の発生量の予測に誤りがあり、原子炉設置許可後に廃棄物処理施設の増設をすることが危険であることが明らかとなつた、、とし設置許可の際に将来の増設を予定しない施設として安全審査が行われるべきでありかつ、放射性廃棄物の長期保管ないし昀終処分についてまで審査されるべきであると主張する。


しかしながら、放射性廃棄物の原子炉施設外における昀終処分が本件安全審査の対象とな、、。らないことは既に判示したとおりであつて   この点に関する原告らの主張は失当であるところで、右の敦賀発電所における事故の真相がどのようなものであつたかはともかくとして、廃棄物処理施設が、長期の見通しの上に立つて、将来の増設を予定しないものとして設計され、設置許可の際にもそのような施設として安全審査がされることが望ましいことは、原告らの主張するとおりであると考えられる。しかしながら、規制法は、原子炉設置許可後に内閣総理大臣の許可を受けて原子炉施設の位置、構造及び設備を変更することを認める趣旨の規定を設けており（二六条一項、設置許可後に所定の許可を受けて施設）を増設することは、当然許容されているものである。そして、右の増設の許可に際しては、当初の設置許可と同様の安全性の審査がされるものと規定されている（同条四項）から、増設により原子炉施設の基本設計において安全上の問題を生じないことが確認されなければ、右の増設が許可されることはない。それにもかかわらず、万一、増設を繰り返したことにより安全上の問題を生じ、かつ、それが基本設計に係るものであれば、それは変更許可処分上の瑕疵というべきものであつて、当初の設置許可処分の瑕疵ということはできない。
（三）固体廃棄物の一時的貯蔵について
また、本件原子炉施設においては、固体廃棄物は、将来の昀終的な処分までの一時的な措置として敷地内貯蔵がされるものとして、本件安全審査が行われたものであることは、前記認定のとおりであり、したがつて、右の貯蔵が半永久的に続く場合のことまで想定して安全審査が行われたものでないことが明らかである。ところが、成立に争いのない甲第二一二、第二七七、第二七八号証、乙第三三、第三四、第三八号証、前掲甲第二一四号証、乙第一九号証によれば、固体廃棄物の昀終的な処分については、本件安全審査当時だけでなく現在に至るも、その具体的方法が確定しておらず、将来における実施についても、確実な見通しは立つていないものと認められる。そうすると、固体廃棄物の貯蔵施設については、長期の貯蔵を想定した設計とすることも十分に検討に値するものと考えられる。しかしながら、右各証拠、前掲乙第一四、第一六、第二二号証、成立に争いのない甲第七五号証及び証人Ａの証言によれば、次の（１）ないし（６）の事実が認められる。（）、、   、、、１   固体状の放射性廃棄物は通常放射能のレベルによつて   高レベル中レベル低レベルに区分される（昀近では中レベルのものを含めて低レベルと呼ばれている。。）原子力発電所において発生するものは、大部分が低レベルのものであり、使用済イオン交換樹脂等中レベルのものもある。高レベルのものは、使用済燃料の再処理施設において発生するものである。
（２）我国においては、固体廃棄物の処分について、法令上、原則としてドラム缶等の容器に封入して、廃棄施設に貯蔵し、例外として海洋投棄をするものとされている（原子炉規則一四条四、五号。）
（３）外国においては、米国が昭和二一年以来、低レベル固体廃棄物を海洋投棄し（ただし、昭和四四年中止、昭和三七年以降は、地中処分を実施した。また、ヨーロツパ各）国も、経済協力開発機構原子力機関により、昭和四二年以降海洋投棄を実施し、ドイツでは同年以降岩塩層への廃棄を実施した。
（４）そこで、我国の原子力委員会は、昭和四七年六月一日、原子力開発利用長期計画を決定し、そこにおいて、低レベルの固体廃棄物については、今後の処理処分技術の研究開発、その他社会及び国際的動向等を考慮して、陸地処分、海洋処分を組み合わせて実施する方針とすること、海洋処分については、海洋調査、試験的海洋処分を実施した後、昭和五〇年代初めころまでに、その見通しを得ることとすること、陸地処分についても、地質学的条件等の調査を実施した後、昭和五〇年代初めころまでに、その見通しを明確にするものとすること、中レベルの廃棄物については、技術開発の進展を考慮しつつ、昭和五〇年代半ばころまでに、その処分の方針を決定するものとし、それまでは施設内に保管するものとすること（なお、高レベルの廃棄物については、当面慎重な配慮の下に保管しておくものとすること、必要な研究開発は、政府及び民間の関連機関が協力して、強力に）進めるものとすること等を定めた。
（５）右の長期計画に従つて、
、、、、昭和四七年から昭和四九年まで海洋調査が実施されたほか原研   動燃等において調査研究が行われた。また、原子力委員会は、昭和四七年七月に環境安全専門部会に放射性固体廃棄物分科会を、昭和五〇年七月には放射性廃棄物対策技術専門部会を、それぞれ設置して、研究開発計画等について審議を行つた上、昭和五一年一〇月に、放射性廃棄物対策に関する基本方針を決定した。右基本方針では、海洋処分は昭和五三年ころから試験的に着手し、その結果を踏まえ、本格的に実施すること、陸地処分については、昭和五〇年代、、、中ごろから地中処分の実証試験を開始しその成果を踏まえ   本格的処分に移行することこれを進める体制は、財団法人原子力環境整備センターを中心に、官民協力していくこと等が定められている。更に、科学技術庁原子力安全局は、昭和五〇年に検討を開始した試験的海洋処分の環境安全評価に関する報告書を、昭和五一年九月に取りまとめた。それによれば、海洋投棄を本格的に長期間継続して実施した場合につき厳しい条件の下に安全性の評価をしたところ、自然放射線及び一般に対する線量限度と比べ一万ないし一〇万分の一であるとされている。
（６）その後も我国における廃棄物処理に関する基本的政策に変わりはなく、低レベル廃棄物については海洋処分と陸地処分とを併せて行う方針の下で、前記財団法人、原研を。、、、中心にそのための研究が進められてきている   しかし海洋処分については昭和五五年廃棄物その他の物の投棄による海洋汚染の防止に関する条約（ロンドン条約）に我国も加盟し、昭和五八年二月、その締約国会議において、科学的研究グループによる検討の結論が出るまでは海洋処分の一時停止を呼びかけることを内容とする決議が採択されたため、我国もこれに協力することとなつた。また、昭和五七年以降、海洋処分、陸地処分のほかに、原子力発電所等の敷地外において長期的な管理が可能な施設に貯蔵することも検討されるようになつている。
以上の（１）ないし（６）の事実によれば、本件安全審査当時、我国は、低、中レベル固体廃棄物について近い将来昀終的な処分を実施する政策の下に研究開発を進めていたものであり、原子炉設置者は、その予定された昀終的な処分までの間、一時的に原子炉施設内で固体廃棄物を貯蔵する方途を講じれば足りたものであつて、その後、国際情勢の変化等
もあつて、


当時の目標より昀終的な処分の方法の確立及び実施は遅れており、今後の計画もあくまで目標にすぎないものであるが、現在でも国の基本方針は変わつておらず、更に近い将来の実施を目標に研究開発が続けられているものということができる。したがつて、敷地内における一時的な貯蔵を前提とした本件申請を是認した本件安全審査における判断には、合理的根拠があるものと認めるのが相当である。
これに対し、原告らは、固体廃棄物の昀終的な処分方法が確立していないうちに原子炉の設置を許可することは許されないし、近い将来の昀終的な処分方法の確立も望みえないと主張し、前掲甲第八、第二八〇号証及び証人Ｑの証言中には、これに沿う部分がある。確かに、近い将来における昀終的な処分方法の確立は、前記認定のとおり目標とされてはいるが、本件安全審査当時はもとより、現在においても、これが確実に達成され、実施に移されるものと断言しうるに足りる証拠は見出し難いし、昀終的な処分方法が確立されてから原子炉施設の設置を許可することとするほうが、安全性の観点からは、より望ましいことは疑問の余地がない。しかしながら、規制法は、昭和三二年に公布、施行された法律であつて、前記認定の事実によれば、もちろん当時は放射性廃棄物の昀終的な処分方法が確立していたものではないが、それにもかかわらず、原子炉設置許可の手続を設けて、二四条一項各号の要件さえ認められれば原子炉の設置を許可することを肯認することとしたのであるから、廃棄物の昀終的な処分方法の確立のないまま、その確立までの間の一時的な廃棄物の貯蔵が安全に行いうるものであれば足りるとの立場に立脚して立法されたものであることが明らかというべきである。そして、このような形で立法をすることは、安全の確保の観点のみからみれば、決して望ましいものではないが、廃棄物の昀終的な処分方法の確立まで原子炉の設置を認めないこととするか、将来における廃棄物の昀終的な処分方法の確立の見通し、現時点において原子炉の設置を認めることの必要性、当面の廃棄物の処理の安全性等を考慮した上、原子炉の設置を認めることに踏み切るかは、立法機関において決すべき立法政策に属する事項というべきである。したがつて、規制法二四条一項四号の解釈としても、一時的な廃棄物貯蔵施設を設けるとの設計で申請がされた場合には、そのような施設としての安全性が認められれば、設置を許可することができるものと解するのが相当である。よつて、原告らの前記主張は失当である。のみならず、仮に将来、本件申請において想定されている以上に長期間にわたり放射性廃棄物を保管し続けなければならない事態が生じたとしても、本件申請においてそのような長期保管が本件原子炉施設内で行われるものとされているものではないから、長期保管に伴う安全性の問題は、本件原子炉施設の安全性とは別個で、次の段階に至つて検討されてもよい問題というべく、本件安全審査における検討は前記の程度をもつて足り、右問題を対象とする必要はないというべきである。
以上判示したところによれば、本件申請において固体廃棄物の貯蔵施設が昀終的な処分までの一時的貯蔵を前提として設計されたことには違法な点はなく、これについて安全性が認められるとした本件安全審査における判断にも、裁量権の逸脱等はないものというべきである。
３使用済燃料の再処理について（原告らの主張第六節第二款第四）使用済燃料の再処理の安全性が本件安全審査の対象となるものではなく、したがつて、本件訴訟において本件処分の違法事由として審査の対象となるものではないことは、既に判示したとおりであるから、原告らのこの点に関する主張はすべて失当である。もつとも、使用済燃料の再処理についても、その技術が確立してから原子炉の設置を認めるべきであるとする考え方も、ありうるところである。しかし、この点も、固体廃棄物の昀終的な処分と同様、規制法は再処理技術の確立を条件とせず原子炉の設置を認める趣旨で立法されているものと解されるのであり、規制法二四条一項四号の解釈としては、原子炉施設内における使用済燃料の保管についての安全性が確認されれば十分であると解するのが相当である。したがつて、原告らの前記主張は失当である。
三結論
以上のとおり、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策に関する原告らの主張はいずれも失当であつて、この点に関する本件安全審査の内容には合理的根拠があり、裁量権の逸脱等があるものとは認められない。第五本件原子炉施設と公衆の離隔に係る安全確保対策
一本件安全審査における災害評価
前判示のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設と公衆との離隔に係る安全確
保対策として、
重大事故及び仮想事故の発生を仮定しても公衆の安全が確保されるよう原子炉と公衆とが十分離れているかどうかについて検討したものであるところ、このような審査方針自体には裁量権の逸脱等がないことは、既に判示したとおりである。そして、前掲乙第三五号証及び証人Ｅの証言によれば、本件原子炉施設は、その基本設計において右の対策に係る安全性を確保しうるものと判断されたことが認められる。その具体的審査内容についてみるに、前掲乙第一、第二、第五、第三五号証及び証人Ｅの証言並びに弁論の全趣旨によれば、次の１ないし５のとおりであつたと認められる。
１災害評価による離隔の審査
本件安全審査においては、本件原子炉施設と公衆との離隔に係る安全確保対策の審査は、立地審査指針に基づき、その定める重大事故及び仮想事故を想定して、同指針への適合性を審査する方法（これを「災害評価」という）により行われた。。
２災書評価方法の妥当性
本件災害評価においては、重大事故及び仮想事故について、格納容器内に放射性物質が放出される事故として前記事故解析において想定したのと同一のＬＯＣＡが、直接格納容器外に放射性物質が放出される事故として前記事故解析において想定したのと同一の主蒸気管破断事故が、それぞれ想定された。これらの事故は、右の各放出形態において、環境への放射性物質の放出がそれぞれ昀大になるものであるから、右の想定は妥当であり、これらについて分析検討すれば、他の形態の事故を想定して災害評価をしないでも、原子炉と公衆との離隔が十分であるかどうかの判断をすることができるものとされた。また、これらの事故に基づく公衆の甲状腺被曝及び全身被曝に係る主要な被曝形態としては、放射性よう素を吸入することに起因する甲状腺の被曝及び放射性希ガスから放出されるガンマ線による全身被曝があり、これらによる被曝評価を行えば、他の形態による被曝評価を行わないでも、災害評価としては十分であると判断された。
３災害評価条件設定の妥当性
重大事故、仮想事故として想定された各事故による災害評価に当たつては、次に掲げる条、。件その他の厳しい条件が設定されておりこの評価条件の設定は妥当なものと判断された
（一）重大事故としてのＬＯＣＡ


（１）ＬＯＣＡが発生した場合、燃料棒数の約七パーセントの被覆管が損傷するが、全燃料棒の被覆管が損傷すると仮定して、炉心に蓄積されている核分裂生成物が格納容器内に放出される量を計算し、希ガスについてはその二パーセントが、よう素についてはその一パーセントが、それぞれ格納容器内に放出されるものと仮定した。（２）右の希ガスやよう素は格納容器から原子炉建屋内に漏洩するが、その漏洩率は、格納容器スプレイ冷却系設備の作動等により格納容器の圧力が事故後約三三日後には大気圧にまで低下するので、格納容器内の圧力に依存し漸減するにもかかわらず、この間格納容器の設計圧力における漏洩率である一日当たり〇・五パーセントのままであると仮定した。
（３）原子炉建屋内に漏洩した右よう素を除去する非常用ガス処理系設備のフイルタによるよう素除去効率は、九七パーセント以上のものとなるように設計されているにもかかわらず、九〇パーセントと仮定した。
（４）大気中に放出された希ガスやよう素の拡散、希釈については、その全量がわずか二四時間で放出されるものとするとともに、有効拡散風速を毎秒四・〇メートルと仮定した。
（二）重大事故としての主蒸気管破断事故
（１）ピンホールのある燃料棒から冷却材中に放出される放射性物質の量は、昀大二万キユリーと想定されるよう素一三一をその二倍の四万キユリーと多く見積り、それに対応して、その他のよう素、よう素以外のハロゲン、希ガスの燃料棒からの放出量も多く見積ることにより、よう素については約七万五〇〇〇キユリー、よう素以外のハロゲンについては約八万九〇〇キユリー、希ガスについては約九八万五〇〇〇キユリーが、圧力容器内の圧力の低下に伴つて冷却材中に徐々に追加放出されるものと仮定した。（２）事故時、破断箇所からの冷却材の流出を抑制するために、自動的に閉鎖する設計となつている八個の主蒸気隔離弁のうち一個は閉鎖しないと仮定した上、閉鎖した七個の右隔離弁全体からの漏洩率は、圧力容器内の蒸気相体積に対し一日当たり約三〇パーセント以下に制限することができる設計となつているにもかかわらず、四倍の余裕をとつて一日当たり一二〇パーセントと仮定し、その後は圧力容器内の圧力に依存すると仮定した。（３）大気中に放出された希ガス及びよう素の拡散、希釈の状況については、その全量がわずか一時間で放出される為のとするとともに、有効拡散風速を毎秒二・五メートルと仮定した。
（三）仮想事故としてのＬＯＣＡ
（１）次の（２（３）のとおり前記重大事故としてのＬＯＣＡより更に厳しい条件）、を仮定したほか、右事故と同様の条件を仮定した。
（２）炉心に蓄積されている核分裂生成物の格納容器内への放出量については、ＥＣＣＳの効果を無視し炉心内の全燃料棒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として、希ガスについてはその一〇〇パーセントが、よう素についてはその五〇パーセントが、それぞれ格納容器内に放出されるものと仮定した。（３）右の希ガス、よう素の原子炉建屋への漏洩は、前同様の一日当たり〇・五パーセントのままで無限時間継続するものと仮定した。
（四）仮想事故としての主蒸気管破断事故
（１）次の（２（３）のとおり前記重大事故としての主蒸気管破断事故より更に厳）、しい条件を仮定したほか、右事故と同様の条件を仮定した。ただし、有効拡散風速は毎秒四・〇メートルと仮定した。
（２）燃料棒から冷却材中に追加放出される放射性希ガス及びよう素は、事故後の圧力、、容器内の圧力の低下に伴い徐々に放出されるものであるにもかかわらずこれを無視して事故発生と同時に一度に全量が放出されると仮定した。（）、、３   閉鎖した七個の隔離弁全体からの漏洩は圧力容器内の圧力の低下に伴い漸減しこれが大気圧にまで低下する一日後には停止するにもかかわらず、これを無視して、前同様の一日当たり一二〇パーセントの一定の漏洩率で無限時間継続すると仮定した。
４評価結果
以上のような条件の下で重大事故及び仮想事故を想定した場合に大気中に放出される放射性物質の量及び本件周辺監視区域外における被曝線量の昀大値は、次のとおりと計算された。
（一）重大事故
（１）ＬＯＣＡ
大気中に放出される放射性物質は、よう素約五〇二キユリー、希ガス約一万三六〇〇キユリー、前記被曝線量の昀大値は、甲状腺（小児）被曝が約四・一レム、全身被曝が約〇・〇一レムである。
（２）主蒸気管破断事故
、、大気中に放出される放射性物質は内部被曝に関するものとしてよう素約二三三キユリー外部被曝に関するものとしてハロゲン約四〇〇〇キユリー、希ガス約三二〇〇キユリー、前記被曝線量の昀大値は、甲状腺（小児）被曝が約五七レム、全身被曝が約〇・〇二四レムである。
（二）仮想事故
（１）ＬＯＣＡ
大気中に放出される放射性物質は、よう素約二万六〇〇〇キユリー、希ガス約七〇万キユリー、前記被曝線量の昀大値は、甲状腺（成人）被曝が約五四レム、全身被曝が約〇・五レムである。
（２）主蒸気管破断事故
、、大気中に放出される放射性物質は内部被曝に関するものとしてよう素約六六五キユリー外部被曝に関するものとしてハロゲン約五四五〇キユリー、希ガス約一万一二〇〇キユリー、前記被曝線量の昀大値は、甲状腺（成人）被曝については約三〇レム、全身被曝については約〇・〇四三レムである。
５立地審査指針適合性
右に述べた各評価結果から、前記重大事故のいずれの場合においても、本件周辺監視区域外における被曝線量の昀大値は、立地審査指針がめやすとして掲げる甲状腺（小児）被曝一五〇レム及び全身被曝二五レムに比べてそれぞれ十分小さく、同指針が非居住区域であるべきと定める範囲は本件周辺監視区域内に含まれ、また、前記仮想事故のいずれの場合においても、本件周辺監視区域外における被曝線量の昀大値は、同指針がめやすとして掲げる甲状腺（成人）被曝三〇〇レム及び全身被曝二五レムに比べてそれぞれ十分小さく、同指針が低人口地帯であるべきと定める範囲も本件周辺監視区域に含まれるものと判断された。