（一）　規制法二四条一項二号は、規制法二三条の許可処分をすることによって、「原子炉の開発及び利用の計画的な遂行に支障をおよぼすおそれがない」場合でなければ許可をしてはならない旨規定し、規制法は、製錬から再処理に至るまでの一連の核燃料サイクルについて規制しているが、その中で原子炉の設置についてのみ特に「原子力」の利用及び開発の計画的遂行との関連で支障を生ぜしめないことが要求されていること、実質的にも使用済核燃料の昀終処分の方法とその安全性が確立しない限り、「原子力の利用及び開発の計画的遂行」は不可能であることなどに鑑みると、原子炉設置許可は、使用済核燃料の昀終処分の方法及びその安全性が確立していることを必須の条件としているのであり、現在のところ、使用済核燃料の昀終処分方法が確立していないのは、前記のとおりであるから、本件処分は、規制法二四条一項二号要件に違反する。
（二）　使用済核燃料の昀終処分の方法がないまま、敷地内にこれらを保管、貯蔵することは、そのこと自体において、原告ら周辺住民に対し、原子炉の事故、地震、火災その他の災害時はもちろ人のこと、平常時においても被害を及ぼすことになる。使用済核燃料の昀終処分の方法がないまま敷地内にこれを保管、貯蔵することは原子炉施設が核燃料物質によって汚染され、災害防止上極めて重大な支障を及ぼすことは明白であるから、本件処分は、規制法二四条一項四号要件に違反するというべきである。
五　使用済核燃料の再処理の無審査
１　使用済核燃料の再処理
原子炉内の核燃料は、ウラン二三五が核分裂反応により熱エネルギーを発生すると同時に、ウラン二三八の一部が中性子を吸収してウラン二三九に変わり、更に、これが昀終的にプルトニウム二三九に壊変するが、プルトニウム二三九は、核分裂の際、大量の熱を出し、核分裂の連鎖反応を起こすことから、核燃料として利用することができ、また、使用済核燃料中の燃え残りのウランも再利用が可能である。天然ウランの埋蔵量には限度があることに鑑みると、原子炉の運転を継続する限り、使用済核燃料からウランとプルトニウムを他の放射性物質から分離する使用済核燃料の再処理が不可欠となる。再処理は、使用済核燃料を燃料棒ごと解体し、硝酸溶液に入れて溶解させた上、化学的にウランとプルトニウムを他の放射性物質から分離する方法が採られる。
２　使用済核燃料の再処理の危険性
（一）　再処理工場は、一種の化学工場であり、過圧、腐食、有害物質等による事故が発生する危険性があるばかりか、一立方メートル当たり、昀高一〇〇万キュリーという高レベルの放射性物質を含む溶液を取り扱うため、事故時の被害は従来の化学工場とは比べものにならないほど危険性が高く、火災・爆発・臨界事故の発生も十分に考えられる。また、再処理工場の中には、各工程を結ぶ大小無数のパイプが通っており、その一本、一本の中を極めて危険性の高い放射性物質が流れることになり、パイプの破損、継ぎ目のゆるみなどによって施設内は直ちに汚染され、操業は不可能になる。
（二）　再処理施設は、年間処理量二〇〇トンの小型のものでも、実に約一億キュリーもの放射性物質を化学処理するものであるから、施設外の環境にたれ流される放射性物質の量は膨大なものになる。
（三）　一〇〇万キロワットの原子炉の運転に必要な核燃料を、使用済核燃料の再処理によって賄おうとすると、再処理によって排出される廃液は、年間約三五立方メートルで、その有する放射性物質の量は約五五〇〇万キュリーにも達するほか、解体された燃料被覆管は年間約七・六トン、固体廃棄物は約三〇ないし六五トンに及ぶところ、これらの廃棄物及び燃料被覆管は、高レベル放射性廃棄物と呼ばれ、その昀終処分の方法は存在しない。
（四）　プルトニウム二三九は、細胞壊死作用、発癌作用の強い放射性核種であるところ、その半減期は二万五〇〇〇年にも及び、かように危険なプルトニウムを半永久的に、環境から隔離して管理することは不可能である。
３　使用済核燃料の再処理と本件安全審査
前記のとおり、使用済核燃料の再処理は不可避なものといわざるを得ないが、同時に極めて高度な危険性を有するものであるところ、本件安全審査においては、使用済核燃料の再処理についての審査を行っていないから、本件処分は、規制法二四条一項二号、四号要件に違反する。
六　廃炉の処理方法の不存在
１　廃炉の危険性と処理方法の不存在
原子炉の寿命は、約三〇年といわれ、二〇ないし三〇年にわたって使用され続けた原子炉は、原子炉容器内及びその周辺部の至る所が危険な放射性物質で汚染されている。原子炉容器、配管類の内表面には、放射性物質が一定の厚さで付着し、原子炉稼働中に中性子の照射を受け続けた、炉心構造物、各種機器類、コンクリート建築物は半減期の長いコバルト六〇等の放射性核種を付着させている。それは、稼働期間約二〇年の原子炉容器内部では、一時間当たり数百レントゲン、外側では一時間当たり数一〇レントゲンにも達する。
右のように廃炉自体が極めて高度の危険性を有するものである以上、廃炉処理方法については、安全対策上、他に類のないほど厳しい規制がなされなければならないが、未だ、その安全な処理方法についての技術は確立されていない。
２　廃炉の処理方法の無審査の違法性
被告は、廃炉の処理方法の内容、安全性は本件安全審査の対象外である旨主張するが、以下の理由により、設置許可の段階での審査の対象とされているというべきである。


（一）　規制法三八条は、廃炉の処理方法に対する審査は、解体実施の段階で行われるかのごとく規定されているが、大型商業用原子炉を解体した実例は世界的に皆無であり、その安全な処理方法についての技術は確立されていないことや、廃炉自体の危険性に鑑みると、廃炉の処理方法が原子炉設置許可の段階で全く審理されなくてよいとは到底考えられない。同法は、原子炉設置許可段階での審査も前提としていると解されるべきであり、このことは、原発の安全審査における多重性及び原発の有する危険性に照らして十分な根拠があるというべきである。（二）　規制法二四条一項二号は、「原子炉の開発及び利用の計画的な遂行に支障をおよぼすおそれがない」ことを原子炉設置許可の条件としているが、原子炉の老衰化は不可避であり、その後の処理方法のめどが立たないのであれば、原子力開発及び利用の計画的遂行が不可能となることは明らかである。したがって、右処理方法が可能であるか否かは、当然設置許可の段階で審査されなければならない。さらに、処理の方法がなく、廃炉が敷地内に放置されるとするならば、原告らを含む広範囲の住民に放射能による災害の危険を及ぼすことになり、「核燃料物質によって汚染された物による災害の防止上」重大な「支障」（同条項四号）を生ずることは明らかである。したがって、規制法二四条の解釈からしても、廃炉の処理方法の内容、安全性の審査は、設置許可の段階でなされなければならない。
３　規制法二四条一項二、四号要件違反
（一）　規制法二四条一項二号は、規制法二三条の許可処分をすることによって、「原子炉の開発及び利用の計画的な遂行に支障をおよぼすおそれがない」場合でなければ許可をしてはならない旨規定し、規制法は、製錬から再処理に至るまでの一連の核燃料サイクルについて規制しているが、その中で原子炉の設置についてのみ特に「原子力」の利用及び開発の計画的遂行との関連で支障を生ぜしめないことが要求されていろこと、実質的にも廃炉の処理方法とその安全性が確立しない限り、「原子力の利用及び開発の計画的遂行」は不可能であることなどに鑑みると、原子炉設置許可は、廃炉の処理の方法及びその安全性が確立していることを必須の条件としているのであり、現在のところ、廃炉の処理方法が存在していないのは、前記のとおりであるから、本件処分は、規制法二四条一項二号要件に違反する。（二）　廃炉の処理方法がないまま、敷地内に放置することは、そのこと自体において、原告ら周辺住民に対し、地震、火災その他の災害時はもちろんのこと、平常時においても被害を及ぼすことになる。廃炉の処理方法がないまま敷地内にこれを放置することは原子炉施設が核燃料物質によって汚染され、災害防止上極めて重大な支障を及ぼすのは明白であるから、本件処分は、規制法二四条一項四号要件に違反するというべきである。
七　労働者被曝の危険性
１　労働者被曝の危険性の増加
原子力発電所には、重大事故等による放射性物質の発電所施設外への流出、漏洩を防止するための防護装置が不十分ながらも設置されているが、原子炉格納容器から発電所の各施設への放射性物質の流出、漏洩については何らの防護装置も施されていない。原子力発電所に勤務する労働者（原発従事者）の作業のうち、核燃料の運搬・装荷・入れ替え作業、各種設備・装置・機器類の点検・管理作業、補修・取り替え作業、除染・清掃作業、各種廃棄物の収集・保管作業、作業着等クリーニング作業等は、いずれも放射性物質が付着、滞留する被曝の避けられない作業である。こうした労働者被曝の危険性の増加に加え、原子力発電所に多発している事故はより多くの被曝者を生み出し、一人、一人の被曝量を増大させている。昭和四八年から同五七年までの総被曝線量は八万八六二二人レムに達しているところ、原発従事者の中から、吐き気、全身倦怠感、下痢、白血球の減少、発疹、潰瘍等の症状を訴える者、相当数の癌による死亡者も出てきており、死亡した原発従事者の遺族からも原子力発電所が死亡の原因ではないかとの疑問を提起する者もいる。我が国における原子力発電所は、昭和三八年以来二〇年間に急成長し、米国に次ぐ世界第二位の原発国となり、その反面、運転中の原子力発電所の敷地内には、ドラム缶詰めされた放射性廃棄物が全国に約三五万本貯蔵されるなど放射性物質が山積みされ、大量の被曝労働者を作り出し、年毎に深刻の度を増している。
２　労働者被曝の危険性と本件安全審査
本件安全審査においては、原発従事者の放射線防護及び被曝管理について審査されているが、その内容は形式的なものに過ぎず、設置者である東京電力が原発従事者の放射線防護及び被曝管理にどのように関わってきたか、それまでの労働者被曝の実態がどうであったか、実際の作業現場での放射線管理がどのように行なわれてきたかなどについては何ら具体的な審査がなされておらず、前記労働者被曝の危険性の増加の実態に鑑みると、本件原子力発電所に勤務する原発従事者の安全性が十分担保されているとはいえない。
八　小括
以上のとおり、本件原子炉施設は平常運転時における有効な被曝低減対策が採られていないから、本件処分は、規制法二四条一項二号、四号要件に違反する。
第二　本件原子炉の工学的危険性
一　沸騰水型原子炉の構造的危険性
軽水型原子炉には、沸騰水型と加圧水型があり、本件原子炉は沸騰水型である。加圧水型は、炉心が約一五〇気圧の高圧のため炉心の冷却材（一次冷却材）は、三〇〇度を超えるが沸騰はしないで、同じ格納容器内の蒸気発生器に導かれ、別系統の二次冷却材に熱を与えて蒸気を発生させ、この蒸気によってタービンを回す構造を採っているのに対し、沸騰水型は、炉心の冷却材を沸騰させ、その蒸気によってタービンを回す構造を採っている。したがって、沸騰水型では、放射線で汚染された一次冷却材が直接格納容器外のタービンに送られてくるという構造上の特質を有するため、次のような弱点を有する。
１　沸騰水型においては、冷却材は、燃料被覆管のピンホール等から漏洩する核分裂生成物（セシウム一三七、ストンチウム九〇、ヨウ素一三一等）によって汚染されるばかりでなく、元来放射能を有しなかった冷却材中の核種が中性子の照射・吸収によってコバルト六〇、マンガン五四等の放射性物質に変化して放射能を有するようになるが、そのように汚染された冷却材は直接格納容器外に出て、配管及びこれに関連するすべての機器類に影響を与えるため、一般的に沸騰水型の方が加圧水型より放射能漏洩事故に結びつき易く、現実にも原発従事者の被曝量は、沸騰水型の原発における従事者の方が多くなっている。


２　また、沸騰水型の場合、炉心とタービンが直結しているので、配管及び弁、ポンプ、バルブを含む全ての機器の故障は、たとえそれ自体がごく些細なものであっても、配管、各機器の故障による冷却材の喪失は、即、炉心溶融の引き金となる冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）に直結する。
３　ＴＭＩ事故は、原子炉内における水とジルコニウムの反応に伴う水素の発生、水素ガスの爆発の危険性を実証したが、一般に加圧水型より格納容器の容積の小さい沸騰水型においては、格納容器の破壊の危険性も高いといえる。
二　炉心燃料部の健全性の欠如
１　炉心燃料部の構造と役割
本件原子炉の炉心は、高さ約三・七メートル、直径約四・八メートルの直円筒形で、七六四個の燃料集合体からなる燃料部と、約一二〇〇度の大量の高圧冷却材、一八五本の制御棒によって構成されている。燃料集合体は、原子炉内外への核燃料の出し入れに際し、一体となって動く燃料要素（燃料棒）の集合体で、燃料棒、ウオーター・ロッド、スペーサ、燃料支持板、チャンネル・ボックス、ハンドルなどによって構成されている。本件原子炉には、伊方原発一号炉の二倍以上の燃料集合体が装荷され、四体を一組として、制御棒案内管頂部、下部炉心支持板の上にある支持金具によって取り付け支持される仕組みになっており、冷却材は、それぞれの燃料について独立に下方から上方に向かって流れる。
原子炉は、単に、核分裂エネルギーを電気エネルギーに転換するに不可欠な役割を有しているだけでなく、核分裂によって生ずる大量の放射性物質を外部に漏洩させないための障壁ないしは防止手段として極めて重要な役割が期待されている。原発における放射性物質の漏洩防止のための障壁ないし手段として、原子炉工学上考えられているものは、第一に燃料ペレット、第二に燃料被覆管、第三に圧力バウンダリ、第四にＥＣＣＳ、第五に格納容器等があるが、これらの工学的・技術的安全確保装置のうちで、昀も重要視されなければならないのは、放射性物質の発生源としての燃料ペレットであり、これを直近で取り囲んでいる燃料被覆管である。多数の燃料集合体等で構成されている燃料部の健全性を保障することこそが原発における安全確保対策の第一歩であり、その根幹でなければならない。２　炉心燃料部を取り巻く厳しい環境と炉心燃料部材の健全性の欠如
（一）　炉心燃料部を取り巻く厳しい環境
燃料棒内の燃料物質中での核分裂反応によって発生した熱は、燃料被覆管を介して冷却材に伝えられるが、発熱体である燃料ペレットは、中心点で摂氏約二〇〇〇度、外周部で摂氏約七〇〇度、また、燃料被覆管は、内壁面で摂氏約五〇〇度、外壁面で摂氏約四〇〇度の高温となるが、一〇〇〇度以上の急激な温度勾配にさらされることになる半径五ミリメートルの燃料ペレット及びそれを覆う燃料被覆管が原型を維持できる保障は全くない。しかも、本件原子炉の燃料被覆管は、全長約四メートル、直径約一センチメートル、被覆厚約〇・八ミリメートルの長尺の細管であり、四八一三二本もの大量の燃料棒がわずか一・六三センチメートルの短い間隔で配列され、そのわずかな間隔に摂氏約三〇〇度、約七〇気圧の高温、高圧水ないし水蒸気が大量に流れることになっており、更に、燃料部を構成する各器材が長年月にわたって絶え間なく強い放射線にもさらされていることに鑑みると、燃料棒を取り巻く条件は、極めて苛酷である。
（二）　炉心燃料部材の適格性の欠如
核燃料や燃料被覆管を取り巻く環境条件は、一般工業材料が置かれる環境条件に比べ、量的にも質的にも厳しく、一般工業材料として開発された従来の材料をこうした厳しい環境条件に適合させることは困難である。燃料被覆管等の炉心材料として適格性が認められるためには、（１）放射線損傷のおそれがないこと、（２）誘導放射能を示すような不純物、不純元素を含んでいないこと、（３）冷却材に対する耐食性に優れていること、（４）高温、高圧に対する十分な機械的強度をもっていること、（５）中性子吸収断面積が小さいことなどの条件をすべて満足するものでなければならないところ、本件原子炉に使用される主要材料は、ジルカロイー２、ジルカロイー４、ステンレス鋼、インコネルＸといった主要部材、特に、燃料被覆管の材料であるジルカロイは、放射線照射による機械的、化学的性質の変化や、高温、高圧に対する機械的性質の変化、冷却材等による科学的反応の変化などの点で必ずしも優れた特性を有しているとは認め難く、また、他の工業分野での実績は全くなく、未だ試用段階、実験段階にある不適格な材料である。
３　平常運転時の炉心燃料部の健全性の欠如
炉心燃料部を構成する燃料ペレットや燃料被覆管等の各部材は、摂氏三〇〇度から二〇〇〇度に達する高温、摂氏一〇〇〇度を超える温度勾配、約七〇気圧の高圧、秒速数メートルの高速流水、莫大な量の放射線による絶えざる照射、核分裂による大量の核分裂生成物の発生等によって、物理的、化学的、機械的に大きな影響を受けており、以下のような平常運転時の燃料棒の挙動と、続発する燃料棒事故は、本件原子炉燃料部が抱えている不安定性と欠陥を示す重大なメルクマールというべきである。
（一）　平常運転時の燃料棒の異常な現象
（１）　燃料ペレットの危険な現象
ア　焼きしまり現象
燃料ペレットは、焼結温度摂氏一四五〇度から一七〇〇度において製造されているため、運転中の燃料ペレットの中心温度が右焼結温度以上の高温となると、焼結が一層進み、燃料ペレットの密度が高くなって体積が縮もという焼きしまり現象が生じ、燃料被覆管と燃料ペレットとのギャップ、燃料ペレット相互のギャップを大きくし、燃料ペレットに発生した熱が冷却材に伝わることを妨げ、燃料ペレットの中心温度を上昇させ、燃料溶融の危険性が生じる。
イ　燃料被覆管の熱変形及び割れ現象
燃料ペレットには、摂氏一〇〇〇度を超える急激な温度勾配があるから、砂時計状に変形し、径方向及び横断面内に割れが生じ、これによって、燃料ペレットが燃料被覆管に応力を加え、燃料被覆管は竹筒状に変形し、破損するおそれがある。
ウ　照射スウェリング現象
核分裂による気体状及び固体状の核分裂生成物が燃料ペレット内に蓄積すると、燃料ペレットの体積が増大するという照射スウェリング現象が生ずるが、それによって燃料被覆管に過大な歪みを生じさせるおそれがある。
（２）　燃料被覆管にみられる危険な現象
ア　放射線の照射による変形現象
燃料被覆管は、中性子等の照射によって、耐力、張力等の強度が増加する反面、延性が著しく減少するため、燃料被覆管の脆性破壊（塑性変形を伴わない破壊）の原因となる。


イ　冷却材圧力によるクリープ現象
燃料被覆管は、燃焼の進行とともに冷却材圧力を受け、徐々に燃料被覆管の外径が減少するクリープ現象が生じるが、これによって、燃料被覆管は細く変形し、ついには延性破壊（塑性変形後の破壊）の原因となる。
ウ　楕円度の進行現象
燃料被覆管は、円状に製造、加工されることになっているが、長尺の細い管であるため、全量あるいは全身を正確な円状に保つことは不可能であり、一部に楕円状のものが混じることは避けられないところ、こうした楕円状の燃料被覆管は、管内外の圧力差等の力学的作用によって楕円度を進行させ、ひいては燃料棒の座屈損傷の原因となる。
エ　水及び核分裂生成物による腐食現象
燃料被覆管は、冷却材や核分裂生成物等によって、腐食するが、その進行、拡大によって、腐食疲労、応力腐食割れ等の現象を引き起こし、燃料被覆管を破断させる原因となる。
オ　燃料被覆管の変形、損傷をもたらすその他の現象
燃料被覆管は、燃料棒とスペーサが接触し、擦れあって生ずるフレッティング腐食によっても損傷するほか、燃料棒の膨張がスペーサにより拘束されることによって燃料被覆管が屈曲したり、炉心燃料部における圧力損失や不安定圧力により燃料棒が過熱して破損するおそれのあることも指摘されている。
（二）　多発する燃料棒事故と対策の遅れ
今日まで、国内外における原子炉の炉心燃料部に、以下のとおり、多くの事故が発生しており、これまで発生（判明）した炉心燃料部事故の大半は、燃料棒に関するもので、（１）つぶれ事故、（２）曲がり事故、（３）ピンホール、ひび割れ事故、（４）破損事故に大別される。こうした燃料棒に関する事故は、その原因がはつきりしていないものが大部分であって、こうした事故に対する適切な対策はほとんど講じられていないし、事故原因が解明されたとされている燃料棒に関する事故についても、その後も同種の事故を繰り返している。平常運転時の燃料棒の挙動に関する本格的な研究、実験は、我が国の場合、昀近になって開始されたばかりであり、燃料棒に関する事故原因の解明には相当の長年月を要すると考えられることに鑑みると、今後も燃料棒に関する事故の発生は避けられないものであり、本件安全審査も、本件原子炉の炉心燃料部の健全性を十分に確認しなかったといわざるを得ない。
（１）　燃料棒の潰れ事故
（日本）
（１）　昭和四八年三月、美浜原発（ＰＷＲ）で第一領域の燃料集合体二〇体に潰れが発見された。
（２）　昭和五二年八月、大飯原発（ＰＷＲ）で燃料棒一六本に漬れと思われる変形が生じた。
（外国）
（１）　一九七一年（昭和四六年）六月、スイスのベズナウ一号炉で第二領域の約二・三パーセントに長さ数センチメートルの潰れが発見された。（２）　一九七二年（昭和四七年）四月、米国のギネー原発で、第一領域に二パーセント、第二領域に七パーセント、第三領域に三・五パーセントの潰れが発見された。
（２）　燃料棒の曲がり事故
（日本）
（１）　昭和四八年九月、美浜原発二号炉（ＰＷＲ）で燃料集合体一六体に曲がりが発見された。
（２）　昭和五〇年一月、美浜原発二号炉（ＰＷＲ）で燃料集合体五一体に曲がりが発見された。
（外国）
（１）　一九七二年（昭和四七年）末、米国のポイントビーチ原発一号炉で燃料集合体一一体の曲がりが発見された。
（２）　一九七三年（昭和四八年）春、同じく米国のロビンソン原発二号炉で燃料集合体七体の曲がりが発見された。
（３）　燃料部のピンホール、ひび割れ
（１）　昭和四六年五月から同五二年六月までの間、敦賀原発一号炉（ＢＷＲ）で前後数回にわたり、合計六〇体を超える多数の燃料集合体にピンホール、ひび割れが発見された。
（２）　同四六年九月から同五二年二月までの間、福島第一原発（ＢＷＲ）で前後数回にわたり、合計六〇体を超える多数の燃料集合体にピンホール、ひび割れが発見された。
（４）　燃料棒の破損事故
（１）　昭和四八年三月、美浜原発一号炉（ＰＷＲ）で、第三領域の燃料集合体中の燃料棒二本の上部が約一七〇センチメートルにわたり、大きく切損した。（２）　昭和五六年八月、大飯原発二号炉（ＰＷＲ）で、燃料集合体に目で見える程度の接触破損事故が発生し、新しい燃料集合体と取り替えられた。４　冷却材喪失事故時における炉心燃料部の健全性の欠如
（一）　避けられない冷却材喪失事故
冷却材喪失事故は、圧力バウンダリを構成する機器の破損、配管の破断等によって引き起こされるが、圧力バウンダリを構成する機器の破損、配管の破断の発生は、これまで数多く発生している圧力容器、ポンプ、弁、各種配管のひび割れ事故などから容易に推測されるものであり、原子炉作業従事者の手落等も含めて考えると、冷却材喪失事故は避けられない事故であるというべきである。
（二）　冷却材喪失事故における燃料棒の異常な挙動
冷却材喪失事故が発生した場合、以下のとおり、本件原子炉の燃料被覆管が破裂し、炉心崩壊に至るおそれがあるから、本件安全審査における冷却材喪失事故を想定しても、本件原子炉施設の安全防護設備等の設計が総合的にみて妥当なものとした解析評価は、不合理であるというべきである。
（１）　燃料棒内の内圧は、通常でも八〇ないし一五〇気圧に達するものと推定されるが、冷却材喪失事故の発生によって温度が急上昇し、それに伴って、内圧も急上昇する。燃料棒に対する外圧は、冷却材の喪失により刻々と低下するため、燃料被覆管が膨張して冷却材の流路を閉鎖し、ＥＣＣＳの冷却材の侵入を妨げ、高温の水蒸気を発生させる。本件原子炉の燃料被覆管は、ジルコニウム合金（ジルカロイ－２）製であるが、ジルコニウム合金は、高温で水蒸気と接触すると酸化反応を起こす性質があるところ、この酸化反応は、発熱反応であるため、燃料被覆管の温度を上昇させる。その結果、燃料被覆管は、ジルカロイの融点である約一八五〇度にも達するおそれがある。


（２）　燃料被覆管は、炉心内の苛酷な条件に長時間さらされ、中性子による照射損傷、燃料ペレット及び燃料被覆管間の機械的相互作用によって材質は劣化し、延性を失っている。本件原子炉と同型炉でのバースト実験では、燃料被覆管内圧約七〇気圧、温度摂氏約八〇〇度で燃料被覆管が破壊されるというデータも報告されているから、燃料被覆管の膨張によって燃料被覆管が破裂し、核分裂生成物の放出等の危険性もある。
（３）　ジルコニウムは、水蒸気中で酸素と化合すると水素を発生するところ、水蒸気に流れがあると、水素は、水蒸気流に運ばれ、滞留して濃度を高めれば、水素爆発を発生させる危険性もある。また、破裂した燃料被覆管内部に発生した水素は、水蒸気の流れを悪化させ、滞留蒸気を生んでジルコニウム・水素化現象を進行させる。水素は、金属の原子配列に侵入し、金属を脆化させる性質を有するため、燃料被覆管は、破裂部分で内面酸化割合を増進させ、破断部上下端の水蒸気の滞留する箇所で延性を失い、軽い衝撃があると、脆化した部分を境に燃料被覆管破裂部が抜け落ち、燃料被覆管の切損口から燃料ペレットが落下して、燃料被覆管の溶融を誘発するおそれもある。燃料被覆管の破裂は、酸化、水素化のみならず応力集中による機械的強度の著しい低下をもたらすから、冷却材喪失事故時においては、炉心崩壊の重要な因子にもなる。
三　圧力バウンダリその他各種配管機器設備の健全性の欠如圧力バウンダリを構成する圧力容器及び原子炉冷却系統設備は、原子炉の工学的安全防護システムの枢要部を構成し、原子炉事故の昀後の防壁となるものであるから、その健全性の確保は、昀高水準の技術をもってしてもなお足りず、起こり得るいかなる事態に対しても、安全機能を維持し得る絶対的な要請を満たすものでなければならないが、以下のとおり、原子炉工学は、未だ実験途上にある未完成の技術であり、本件原子炉の安全確保の要求は満たされていないというべきである。
１　中性子照射による圧力容器の脆化
圧力容器は、膨大な放射性物質と高温高圧の冷却材を内封し、原子炉においては昀も重要な安全装置であり、その破損破壊は、被告が昀後の拠り所とするＥＣＣＳの機能さえも全く無意味にするものである。しかしながら、圧力容器は、平常運転時、核分裂反応によって放射される中性子の照射を絶えず受け続けており、これによって、圧力容器材は硬くなり、次第にその靭性が低下するが、その過程、程度については、現在の科学では何もわかっていないといっても過言ではない。米国オークリッジ国立研究所は、炉壁に含まれる銅やリン等の不純物は、中性子照射による脆化を速め、そこにＥＣＣＳ作動によって急に冷たい水が注入されると、炉壁の損傷が急激に進行し、やがては圧力容器の破壊へと進む可能性もあると報告している。また、本件安全審査においては、圧力容器内に圧力容器と同質の試験片を挿入し、中性子照射による機械的性質の変化を監視することなどによって、安全確保が図られるとされているが、右検査方法は、わずかな試験片の変化を監視することによって、分厚い圧力容器材の脆化を評価し得るのか、試験片の材質のばらつきをどのようにチェックできるのか、圧力容器それ自体の温度と試験片の温度の温度差をどのように把握するのか（脆化の程度は、中性子照射を受ける際の温度条件によって異なるとされている。）など未解決な問題を有しており、かかる不確かな検査方法によってしか、圧力容器の健全性の維持確保がなし得ない本件原子炉は、その設計の根本において、災害防止上重大な欠陥を有するというべきである。
２　応力腐食割れ
応力腐食割れとは、応力と腐食の共同作用によって生ずる合金材料の割れをいい、ある腐食環境の下で材料に引張応力が作用している場合に起こる特殊な破壊現象である。本件原子炉の圧力容器の内張、再循環系配管等には、比較的耐食性の優良なオーステナイト系ステンレス銅、高ニッケル合金等が使用されているが、国内外の沸騰水型原子炉において、圧力容器及び冷却系配管等にこの応力腐食割れが多発している。応力腐食割れは、五年ないし一〇年経過して発生することが多く、実験による実体把握が困難で原因究明や対応策は全く解決されていない。応力腐食割れの応力源は、組立時の荷重、溶接による残留応力、内部蒸気圧力、材料の自重、加熱冷却による熱サイクル応力、ポンプ等による振動応力など無数に存在し、これらの応力の値を測定したり、相乗作用の効果を把握することは不可能であり、応力対策を立てることができない。また、腐食環境についても、水中の酸素、塩素イオン、不純物等の存在、ｐＨ値等との関係が指摘されているが、なお未解明である。被告は、冷却材中の塩素濃度、ｐＨ値等について適切な水質管理を行えば、腐食環境を除去し得る旨主張するが、水の放射線分解によって不可避的に生成する短寿命の酸素の存在状況等が不明であり、塩素濃度、ｐＨ値の水質管理も奏功しているとはいえない。敦賀原発、福島第一原発（一ないし三号炉）、浜岡原発（一号炉）、島根原発等の沸騰水型原子炉では、圧力容器、制御棒駆動機構、再循環系配管、給水ノズル、ＥＣＣＳ系配管等のひび割れ事故を続発させており、被告の主張する冷却材の水質管理がいかに実効性のないものかを如実に示している。
３　疲労破壊、応力集中による破壊
圧力バウンダリ等が損傷を受ける原因として、応力腐食割れ以外に、金属材料が応力を受け続けた場合に、その部分が疲労し、はるかに小さな応力で破壊（亀裂）が生ずる疲労破壊があるが、この現象についても、十分メカニズムが解明されているとはいえず、設計や製作時の品質管理に留意したとしても、なおその発生を根絶することは不可能である。また、金属材料が一旦微小な破壊を受けると、傷部分に応力が集中することになることから、応力が集中し、破壊が次々と拡大していくことになることも無視することはできない。
４　解析による設計の問題
本件原子炉施設における圧力容器の設計は、詳細応力解析による設計に従ってなされているが、温度変化の計算、温度差による応力の発生とその解析、疲労の検討等の基準は、すべて設計者に委ねられており、特に炉心スプレイノズル二本、給水ノズルは、熱伝達理論が十分把握されていないから、圧力容器は安全性が確保されているとはいえない。
５　事前検知の困難


圧力バウンダリ、冷却系配管及び炉内構造物等におけるひび割れを検知するには、外観目視検査、超音波探傷検査及び漏洩検査等があるが、外観目視検査及び超音波探傷検査は、年一回の定期検査時に行うしかなく、運転期間中のひび割れの進行は放置されることになるし、定期検査の限られた時間内に全ての箇所を検査することは不可能であり、外観目視検査も水中カメラ等の遠隔操作に頼らざるを得ない。漏洩検査も内部からいかに巨大な亀裂が進行しようともそれが外部に開口しない限り発見されないし、そもそも、検査の性能自体にも疑問が残る。したがって、いずれの検査方法も信頼に値しないから、圧力バウンダリ、冷却系配管及び炉内構造物等におけるひび割れを微小なうちに発見することは著しく困難であるといわざるを得ない。
四　制御棒、制御棒駆動系の健全性の欠如
一九八〇年（昭和五五年）六月二八日、米国ブラウンズ・フェリー三号炉において、出力三五パーセントで運転中、給水系統の故障が判明し、原子炉停止作業（スクラム）を行ったところ、一部の制御棒の全挿入ができないという事故が発生し、また、同五六年四月には、ＮＲＣは、米国の三分の一を占めるジェネラル・エレクトリック社製造の沸騰水型原子炉の制御棒駆動機構に重大な欠陥があり、制御棒の挿入が困難となり、炉心過熱の大事故につながる危険性が高いと報告した。我が国においても、制御棒駆動機構、駆動水配管のひび割れ事故、駆動水圧ポンプ軸の損傷事故、制御棒逆さ取付ミスが多数発生している。制御棒駆動機構の故障は、制御棒の不作動を招来するものであり、本件原子炉における制御棒、制御棒駆動系の健全性は欠如しているというほかない。
五　ＥＣＣＳの欠陥
１　ＥＣＣＳの役割と構造
ＥＣＣＳは、何らかの原因によって冷却材喪失事故が発生した際、サブレッション・チェンバー等に貯蔵してある冷却材を炉心に注水して燃料棒を冷却し、燃料被覆管の重大な損傷を防止し、水とジルコニウムの反応を無視し得る程度に抑え、崩壊熱を長期にわたって除去し、炉心溶融事故を未然に防止するシステムであり、本件原子炉のＥＣＣＳは、高圧炉心スプレイ系、低圧炉心スプレイ系、低圧注水系及び自動減圧系で構成され、それぞれが中小口径配管破断、大口径配管破断に対処するものとされ、炉心の圧力と水位によって自動的に起動し、外部電源が喪失した場合に備えて、ディーゼル発電機等の非常用電源を有している。
２　ＥＣＣＳの有効性への疑問
ＥＣＣＳは、原発における昀大の事故ともいうべき炉心溶融事故を防止する命綱であるにもかかわらず、朱だＥＣＣＳの有効性は確認されていないばかりか、米国国立原子炉試験所は、一九七一年（昭和四六年）、加圧水型軽水炉のＥＣＣＳのセミスケール試験（ロット試験）を実施し、電気加熱の模擬炉を用い、一次冷却材の配管が切断され、冷却材が切断箇所で噴出する事故を想定して、冷却材を外部から注入したところ、冷却材は炉内の水蒸気のために加圧された炉心に達しないで配管の切断箇所から追い出される結果となったことを発表し、ＥＣＣＳは設計どおりの機能を発揮しないとの疑いが広まった。我が国では、昭和四九年からＥＣＣＳに関する実験が開始されたばかりであり、本件原子炉のＥＣＣＳは、その性能が実証されていない危険なシステムであるといわざるを得ない。
３　ＥＣＣＳの不作動例
米国では、昭和四七年から同四九年までの二年間に沸騰水型原子炉のテスト運転時に、弁の故障（一七件）、ポンプの故障（三件）を原因とする二〇件のＥＣＣＳ不作動が報告されており、弁の故障の内容は、弁のかみこみ、弁軸の損傷、弁駆動モーターの焼損、潤滑油不足による注入弁の作動不良等とされている。さらに、米国オークリッジ国立研究所が実施した配管の小規模破損に対処すべく設けられている高圧冷却材注入系の有効性に関する調査の結果、同四八年秋から同五〇年春までの間に、米国の原子炉において一一二件の機能不良が起こったことが判明した。そのほか、非常用のディーゼル発電機の運転経験も乏しく、必要なときに正しく応答しなかった実例が多数報告されている。
我が国においては、ＥＣＣＳの不作動に関する公式の報告はなされていないが、非公式には、蒸気リークによって炉心水位が低下したが、水位計の故障のためにＥＣＣＳが作動しなかった報告例もあり、それ以外にも多数の不作動事故が起こっているものと推測される。また、ＥＣＣＳ炉心スプレー配管のひび割れ事故については、高浜原発（一号炉）、美浜原発（一号炉）及び福島第一原発（一号炉）等で発生しており、これは、ＥＣＣＳの不作動に直結する。
４　ＥＣＣＳの機能上の欠陥
（一）　本件原子炉のＥＣＣＳ審査基準の不十分性
安全設計審査指針は、ＥＣＣＳが原子炉冷却材圧力バウンダリ内のいかなる寸法の配管破断による冷却材喪失事故に対しても燃料被覆の溶融を防止できるような設計でなければならない旨規定し、これを受けて、ＥＣＣＳ安全評価指針は、冷却材喪失事故時にＥＣＣＳが炉心の冷却可能な形状を維持しつつこれを冷却し、もって放射性物質の環境への放出を十分抑制することができるかを評価するに際しての具体的な判断基準として、「（１）燃料被覆管温度の計算値の昀高値は、摂氏一二〇〇度以下でなければならない。（２）燃料被覆管の全酸化量の計算値は、酸化前の燃料被覆管の厚さの一五パーセント以下でなければならない。（３）炉心で燃料被覆管が水と反応して発生する水素の量は、格納容器の健全性を確保するために十分低くなければならない。（４）炉心形状の変化をも考慮して、長半減期核種の崩壊熱の除去が長期間にわたって行われることが可能でなければならない。」の四項目を示している。しかしながら、右基準は、（１）冷却材喪失事故時に燃料被覆管に作用する応力の大きさに係る基準がないこと、（２）燃料被覆管の脆化に係る基準がないこと、（３）水素の発生量に係る基準が抽象的であることなどから、燃料被覆管破損防止の基準としては不十分である。
（二）　本件原子炉のＥＣＣＳ審査基準の不適合性


ＥＣＣＳの機能を予測し、本件原子炉のＥＣＣＳが前記四基準に適合しているか否かを判断するためには、事前に冷却材喪失事故時における、圧力容器内のブローダウンの過程（冷却材が破断口から格納容器の中に流出する過程）、燃料棒の挙動及び注水後の再冠水の過程等の炉心の状況が実験によって認識され、実証的なデータが十分整っていることが必要であるが、これに関するデータはなく、前記基準に適合しているか否か判断できないというべきである。
また、本件安全審査が、（１）燃料被覆管は、中性子照射、酸化、応力腐食等によって劣化しているが、劣化を想定しない健全な燃料棒に基づいた無意味な事故解析を行っていること、（２）冷却材喪失事故時の温度上昇の結果生ずる燃料被覆管のふくれを原因とする流路閉鎖及び破裂について何ら実証的な検討が行われていないこと、（３）燃料被覆管の昀高温度及び水とジルコニウムの反応量に重大な影響を与える燃料被覆管の内面酸化については、外面酸化に比して昀高四倍程度となると報告した日本原子力研究所の研究結果に従うべきところ、これを採用せず内面酸化を過少評価していることに鑑みると、本件原子炉のＥＣＣＳ機能の解析は説得力がなく、前記四基準を充足しているとはいえない。
（三）　圧力容器自体の破壊
本件安全審査は、冷却材喪失事故の原因として、一次系配管の破壊のみを指摘するが、圧力容器それ自体が破壊されると、そもそも原子炉内に冷却材を保持することが不可能となり、ＥＣＣＳが全く機能しないことになる。鋼鉄製の圧力容器は、絶えず炉心から中性子照射を受けているが、これによって鋼材はもろくなり、容器の内側に小さなひび割れができやすくなり、脆化し、冷却材喪失事故時にＥＣＣＳが作動して圧力容器内に冷却材を注入した場合、温度が急激に低下することによってひび割れが一挙に拡大して圧力容器が崩壊する危険性も指摘されている。しかしながら、本件安全審査は、この点についての想定をしておらず、また、これを防止する技術が未確立であることに鑑みると、本件原子炉のＥＣＣＳの健全性が保たれているとはいえない。
六　計測制御システムの欠陥
１　米国においては、一九六八年（昭和四三年）から一九七五年（昭和五〇年）までの間に原子炉の故障例が一二二二件あったが、そのうち、二三八件が計測制御系の故障であり、また、一二五件が原子炉の停止に至っているが、そのうちの二六件が計測制御系の故障によるものであり、また、沸騰水型原子炉におけるさまざまな弁の故障一二九件のうち、制御信号系の故障によるものが五七件ある。米国における計測制御系の重大な故障事例としては、加圧器の水位計が誤表示したＴＭＩ事故、昭和五四年一月六日、ドナルドクック原発二号炉において、圧力測定器の圧力検出ラインの凍結という初歩的な故障によって原子炉停止にまで至った事故、同五五年二月二六日、クリスタル・リバー三号炉において、非原子力関連計装のＸ供給電源の停止事故（制御盤の七〇パーセントが影響を受け、加圧器逃し弁が開いて高圧注水系ＥＣＣＳが作動し、約四三〇〇〇ガロンの冷却材が格納容器内に溢れ出た）等がある。
我が国においては、同五〇年一月八日の美浜原発二号炉事故から同五五年九月一〇日の浜岡原発二号炉の事故までの一五〇件の事故のうち、計測制御系の故障（弁の故障も含も。）、誤作動は四二件にも及んであり、そのうち、三九件が原子炉停止に至っている。
２　原子炉の各種計測制御システムにおいて、その検出端である流量、温度、圧力及び液面等の測定機構や、バルブ等の操作機構は、すべて原子炉施設本体に接続されるものであるから、高温、高圧、腐食性流体等の過酷な条件に耐えるような材質でなければならないが、高温高圧状態の水位測定や摂氏二〇〇〇度もの高温の測定がそもそも不可能であることは周知のとおりであり、また、高温度や流量を正確にしかも長期にわたって測定し続けることも困難であるとされている。しかも、各種計測制御システムにおける検出端の構造は、精密で繊細なため、異物の夾雑、腐食等による測定誤差が生じやすいこと、ダイヤフラム弁、パイロット弁などの操作機構は、異物のかみこみ等によって故障し、しばしば作動不能となること、時間的経過、測定値の大きさ等の設定条件により測定誤差が徐々に増大することなどの欠陥があることも指摘されている。また、計測制御システムは日常の保守点検が不可欠であるところ、原子炉においては計測制御システムが原子炉の中枢部にあり、保守点検が不可能である。
したがって、原子炉における各種制御システムは未完成の技術分野であり、信頼性も欠如しているといわざるを得ない。
七　格納容器の健全性の欠如
安全設計審査指針は、格納容器バウンダリを冷却材喪失事故時に圧力障壁となり、かつ、放射性物質の放散に対する障壁を形成するように設計された範囲の施設をいうと定義づけ、機能として、想定される配管破断による冷却材喪失事故に際して、事故後に想定される昀大エネルギー放出によって生じる圧力と温度に耐え、かつ、出入口及び貫通部を含めて所定の漏洩率を超えることがないように働くものと期待し、また、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時、保修時、試験時及び事故時において、脆化的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であることを要求しているところ、以下のとおり、本件原子炉の格納容器の健全性は欠如している。


１　本件安全審査においては、事故解析の前提となる想定事故として、冷却材喪失事故及び主蒸気管破断事故を検討しているが、いずれもＥＣＣＳや他の安全防護設備が絶対的に機能し、炉心溶融はあり得ないという前提で審査を行っている。しかしながら、被告が周辺住民の安全性の観点から事故解析を行って、格納容器の健全性、安全性を宣言するためには、理論的に考えられる可能な昀大規模の事故を想定しなければならないところ、前記（五）のとおり、ＥＣＣＳが不作動に陥る可能性が十分考えられる以上、本件安全審査の事故解析は不十分といわざるを得す、したがって、そのような事故解析を踏まえてなされた本件原子炉の格納容器に関する安全審査にも問題があり、格納容器が安全であるとはいえない。２　沸騰水型原子炉の場合、主蒸気管、給水管等多数の配管や電気関係の配線が格納容器内部から格納容器を貫いて外界に通じている。これらの配管類の隔離弁が閉ざされたときに初めて格納容器が隔離されることになるが、格納容器の隔離弁はしばしば故障し、また、事故時にＥＣＣＳを使用した場合にはそれらの配管類が閉ざされないので、格納容器における隔離機能は不十分である。３　主蒸気管隔離時には、多量の蒸気が格納容器下部のサブレッション・チェンバに殺到するが、その際の衝撃が格納容器自体に大きな力を加え、物理的振動が生じ、圧力容器を動かす危険性があり、制御棒不挿入事故を起こす可能性があるから、本件原子炉の格納容器は安全とはいえない。
４　本件原子炉のような沸騰水型原子炉の場合、格納容器の容積は、加圧水型原子炉の数分の一と小さいので、原子炉内のジルコニウムと水の反応によって大量に発生する水素による爆発や、水蒸気爆発に対して極めて弱いという構造上の欠陥を有するから、本件原子炉の格納容器は安全とはいえない。
八　ポンプ、弁の健全性の欠如
１　我が国においては、昭和四六年一月から同五六年三月までの間に、ポンプ、弁の故障が以下のとおり多発している。
昭和四六年　一月　敦賀原発一号炉
復水ポンプ水張不足による給水ポンプ停止
同　　　年　五月　美浜原発一号炉
一　次冷却系弁からの冷却材漏洩事故
同　　　年　六月　敦賀原発一号炉
給水ポンプウオーミング配管エルボーからの冷却材漏洩
同　　　年　八月　敦賀原発一号炉
パイロット弁不調による主蒸気隔離弁の全閉
同　　　年一一月　敦賀原発一号炉
蒸気タービン加減弁カムシャフト軸受台損傷
昭和四七年　二月　敦賀原発一号炉
蒸気タービン加減弁カムシャフト軸受台破損
同　　　年　七月　美浜原発二号炉
冷却材ポンプ潤滑油漏洩
同　　　年一二月　福島第一原発一号炉
再循環ポンプ制御装置故障事故
昭和四八年　一月　福島第一原発一号炉
再循環ポンプ制御装置故障事故
同　　　年　九月　美浜原発一号炉
加圧器スプレイ弁のバイパス弁グランド部からの漏洩
昭和四九年　五月　福島第一原発一号炉
制御棒駆動水圧ポンプシャフト損傷
昭和五〇年　一月　福島第一原発二号炉
再循環ポンプ軸封部損傷
同　　　年　六月　高浜原発一号炉
給水制御弁故障
昭和五一年　三月　敦賀原発一号炉
テスト用電磁弁に異物かみ込み、主蒸気止め弁誤作動
同　　　年　同月　浜岡原発一号炉
主蒸気隔離弁グランド部からの漏洩
同　　　年　同月　福島第一原発二号炉
再循環ポンプ軸封部損傷
同　　　年　六月　福島第一原発一号炉
制御棒駆動水圧ポンプシャフト損傷
同　　　年　同月　福島第一原発二号炉
再循環ポンプ一台がショート、停止
同　　　年　八月　島根原発
主蒸気止め弁テスト用電磁弁誤作動
同　　　年　九月　福島第一原発三号炉
再循環ポンプ速度設計回路不調
同　　　年一〇年　福島第一原発三号炉
タービン主蒸気止め弁用制御弁からの油漏れ
同　　　年一一年　福島第一原発三号炉
再循環ポンプ停止
昭和五二年　四月　美浜原発三号炉
電磁弁の故障による主蒸気隔離弁閉鎖
昭和五三年　八月　高浜原発一号炉
冷却材ポンプ異常振動
同　　　年一〇年　伊方原発一号炉
一　次冷却材ポンプ軸受部からの冷却材漏洩
昭和五四年　一月　東海第二原発
再循環ポンプ停止事故
同　　　年　二月　東海第二原発
再循環ポンプ、
軸受油冷却用配管からの漏洩
同　　　年　五月　大飯原発一号炉
余熱除去ポンプ入口電動弁故障
同　　　年　同月　高浜原発一号炉
ＥＣＣＳ高圧注入ポンプの軸切損
同　　　年　七月　東海第二原発
蒸気管予備計装配管弁のフランジ部からの漏洩
同　　　年一一月　福島第一原発二号炉
高圧復水ポンプ停止
昭和五五年　三月　敦賀原発一号炉
主蒸気隔離弁閉
同　　　年　四月　敦賀原発一号炉
給水ポンプ停止
同　　　年　同月　福島第一原発四号炉
炉心スプレイ系ポンプ異常振動
同　　　年一二月　大飯原発一号炉
冷却材ポンブシール損傷
同　　　年　同月　浜岡原発二号炉
再循環ポンプ停止
昭和五六年　一月　敦賀原発一号炉
主蒸気隔離弁用窒素漏洩


同　　　年　三月　玄界原発二号炉
二　次側給水制御弁の弁開度調整装置不調
２　本件原子炉における主蒸気復水給水系、冷却材再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、原子炉隔離時冷却系、制御棒駆動系、ほう酸水注入系、ＥＣＣＳ系等には、原子炉運転時、緊急時に欠くことのできないポンプや多数の弁が設置されている。しかしながら、これらのポンプや弁は、高温高圧の炉水に直接さらされる上、数多くの熱サイクル、圧力変動、運転に伴う振動などの各種応力の下で、長期間の連続運転に耐えなければならないが、放射能汚染環境下にあるため、その保守点検も容易ではない。しかも、これらのポンプ、弁は機械的強度を保ち、性能を維持する必要性があるに止まらず、冷却材漏洩防止対策が講じられなければならないが、特に原子力発電所用の特殊な機種が用いられているわけでもない。このような通常のポンプ、弁に対し、過酷な使用条件に耐え、かつ必要時に要求される万全の機能を発揮し得る機械的強度、能力を本件原子炉の全稼働期間にわたって維持せよと求めること自体に無理があり、本件原子炉において使用されているポンプ、弁は健全性を欠如している。
九　繰り返される原子力発電所における事故、故障の発生について我が国における原子力発電所の開発は、経済効率のみを重視するあまり、小型のもので、実験を積み重ねながら、実証された範囲内で徐々に大型化していくというこれまでの技術の常道をとらず、計算コード等机上の計算とＥＣＣＳ等の工学的安全装置にすべてを頼り、急速にスケールアップを続けてきたものであるが、このような経過に鑑みると、具体的に発生する原発の事故は、原子炉施設の原理、構造等の多少の違いを超越して、安全審査、設置許可処分の当否を判断する貴重な資料、実験例と位置づけられなければならず、少なくとも安全審査体制、原理、構造を同じくする原子炉施設で事故が発生した場合には、他の同種の原子炉施設の同一箇所において同一の事故が起こる高度の蓋然性があり、同箇所の安全上欠陥があると推認されなければならず、その場合、被告は、同箇所について災害防止上支障がないことを完全に立証しなければならないというべきである。また、安全審査に当たっては、設計で採用される機器や設備がそもそも技術的に信頼性を有するか否か、申請に係る設計が現実に設計どおりに機能するか否かを確認する必要があるが、繰り返される原発事故は、そうした機器や設備がそもそも信頼性のないことを明らかにするものである。
１　我が国の原子力発電所における事故、故障の発生について
（一）　敦賀原発一号炉における事故例
（１）　給水加熱器からの冷却材漏出事故
ア　事故の概要
昭和五六年一月一〇日午後七時三〇分ころ、敦賀原発一号炉（沸騰水型原子炉）の冷却材系Ｂ系列第四給水加熱器胴体部分の溶接部分にひび割れが生じ、放射能を帯びた大量の冷却材が漏れる事故が発生したが、担当者は、格別の対策を立てないままこれを放置し、同月一四日、主蒸気隔離弁制御用のチッソガス漏洩事故で同原子炉が一時停止した際に、ようやく漏洩箇所のひび割れ部分に鉄材の当て板を溶接し、これを補修した。ところが、同月二四日午後三時ころ右漏洩箇所付近にさらにひび割れが生じ、そこから放射能を帯びた冷却材が大量に漏れる事故が再発し、作業員は、直ちにハンマーで同箇所を叩いて、ひび割れ部分を一時的に詰め、同月二八日から同年二月一日までの間に、ひび割れ部分をパッキングのようなもので巻き付け、その上から鉄輪で締める補修工事を行った。これら一連の事故の発生及び復旧の日時、事故の状況、事故に対する処置内容、事故原因並びに事故後の処置内容等は一切記録されず、通産大臣に対する報告もなされなかった。
イ　事故原因と評価
この事故でひび割れを起こした第四給水加熱器は、昭和五五年度の定期検査で昀も重要な耐圧試験をしていなかった。そもそも、給水加熱器は、発電用タービンを回した蒸気が復水器で冷却されて水に戻ったものを、蒸気サイクルの効率を高めるために加熱し、これを再度圧力容器内に送り込もための重要な配管装置であり、これにわずかなひび割れでもあって、冷却材が外部に漏水するようなことがあると、これにより、圧力容器内の空炊き現象を惹起するおそれのある高度の危険性を有するものであった。
（２）　濃縮廃液貯蔵タンクからの濃縮廃液漏洩事故
ア　事故の概要
昭和五六年一月一九日、敦賀原発一号炉の放射性廃棄物処理建家内濃縮廃液貯蔵タンクから二基の配管つけ根部分の三箇所に穴があき、同箇所から超高濃度の放射能に汚染された粘着性廃液が大量に漏洩する事故が発生し、作業員は、防護服で全身を包むなどの重装備をした上で、五秒交替で、破損箇所に鉄板を張り付けるなどの補修をしたが、これについての記録も、通産大臣への報告もなされなかった。
イ　事故原因と評価
敦賀原発の廃棄物貯蔵施設は、使用開始後約一〇年にして早くもその耐久性を失いつつあるというべきであり、これは、同原発が海浜に建設されたために塩害の影響があったものと考えられるが、敦賀原発の安全審査においては、原子力施設における各機器の材質に及ぼす塩害の影響は全く考慮されていなかったものであり、原発安全審査体制の無力・無能ぶりの証左というべきである。（３）　フィルタースラッジ貯蔵タンクからの放射性廃棄物漏出事故
ア　事故の概要
昭和五六年三月七日夜から翌八日午前一一時ころまでの間に、放射性廃棄物処理旧建家のフィルタースラッジ貯蔵タンクから放射性廃液がオーヴァーフローし、同建家内に大量に流出し、右汚染廃液は、埋込管路を通じて洗濯廃液濾過装置室に至り、作業員らが多数、右廃液を塵取りでくみ取り、ポリバケツ約二〇杯分を回収すろなどの応急除染作業を行ったが、廃液の一部が同濾過装置室床下にある一般の排水路に流れ込み、一般排水に混入して排水口から大量に浦底湾に流れ込んだ。その結果、浦底湾から採取されたホンダワラ等から通常値の一〇倍を超えるコバルト六〇、マンガン五四が検出された。
イ　事故原因と評価
敦賀原発にはＡ危険極まりない廃棄物処理施設の真下に本来これと厳格に隔離されていなければならないはずの一般排水施設があるという構造的な欠陥があったにもかかわず、計画段階から敦賀原発に対する安全審査を通り、工事認可を得ていたものであり、敦賀原発の安全審査には重大な過誤があったというべきである。
（二）　本件原子炉施設における事故例
（１）　事故の概要
昭和六〇年五月三一日、本件原子炉施設のタ－ビン建家地下二階にある復水器Ｂ系統の循環水配管から七トンもの大量の海水が放射線管理区域である同建家内に漏洩する事故が発生した。
（２）　事故の原因と評価


復水器入口循環水配管の外面に取り付けられている吊りピースの取付け隅肉溶接部と管壁との境界部に貫通孔があり、管壁の外面で径約二センチメートル、内面で径約七・五センチメートルと円錐状に欠損していたもので、通水後八か月しか経過しておらず、肉厚一三ミリメートルの鋼管に貫通孔が生じること自体由々しき事態といわざるを得ない。この事故のように循環水配管に穴が生じると、復水器の冷却能力に影響を及ぼし、給水制御器の作動あるいはタービン停止の状態となるが、ここで、信号伝達の失敗、ポンプ、弁の故障等が重なれば、重大な原発事故へと発展する可能性を秘めるものである。
このように復水器循環水系は、原子炉冷却系の中のタービン設備の一つとして、極めて重要かつ不可欠の配管であるにもかかわらず、本件安全審査においては、その材質、強度及び設計位置などの健全性について審査はなされなかった。また、そもそも、本件のような配管の技術については、「蒸気タ－ビン及びその附属設備」として、昭和四〇年六月一五日通商産業省令第六二号三四条三項により、「発電用火力設備に関する技術基準を定める省令」に委ねられているが、原発においては、水は極めて重要な要素であり、それに影響を与える機器、配管類の技術水準は、原発固有の問題として議論されなければならないのであり、本件原子炉施設で用いられた復水器入口循環水配管が原発において用いられるべき技術的水準を有していなかった証左というべきである。
東京電力は、貫通孔が生じた原因を、海水が流れる配管の内側の一部の塗膜が剥がれ（管の内側にあった据付用鋼製補強材を取り除くガス切断作業により変質した塗装の一部が取り除かれることなく再塗装されたのが原因である。）、露出した鉄と復水器のチタンとの間で電極電位差が生じ、電気化学的腐食作用によって、管の腐食が短期間に進行したと報告し、その根拠として、（１）貫通孔の形状が円錐状、（２）円錐状の部分に錆の堆積がない、（３）腐食電流の測定結果、（４）損傷部の表面の金属組織調査、（５）工場における再現試験の結果などを挙げているが、（３）及び（５）に科学的合理性があるのか疑問であり、東京電力の報告した電気化学的腐食作用のみが貫通孔の原因とは直ちにはいえない。そして、（１）本件原発の復水器循環水系は、チタンと鉄という異種金属間に海水を流す構造となっており、腐食電流が流れやすい構造的欠陥を有していること、（２）腐食電流が配管に直接影響を与えないようにするためには、鉄よりもイオン化傾向の低いアルミニウム等の金属を配管に張り付ける必要があるが、そのような初歩的な腐食防止策が講じられていなかったこと、（３）循環水配管のみならずあらゆる配管の据付工事において、今まで試みられたことのない金属補強材を安易に取り付けるなど配管の健全性に重大な欠陥をもたらしていること、（４）東京電力は、この事故の原因が電気化学的腐食作用のみによるものであると固執し、他の配管類の材質などの根本問題についての検討を回避していること、（５）本件安全審査は、復水器循環水系の配管について、火力発電と同じ認識程度で審査しているに過ぎず、原発の配管としての審査を全くしていないことなどに鑑みると、本件原子炉施設には欠陥があるといわざるを得ない。
（三）　福島第二原発三号炉における事故例
（１）　事故の概要
昭和六四年一月一日午後七時ころ、福島第二原発三号炉（沸騰水型原子炉）の再循環ポンプに異常振動が発生し、ポンプ回転軸の振動計が振り切れ、警報が鳴ったため、運転員は、出力を下げて運転を継続したが、その後も振動は続き、同月六日、再び、振動計の警報装置が作動し、運転員は更に出力を下げたが、回復せず、同日午後、翌日に予定した定期検査のため、原子炉を停止した。その結果、再循環ポンプ内部の水中軸受部分のリングが割れて脱落し、羽根車の一部等が破損しており、圧力容器内に推定三〇キログラムもの金属片が流入していることが判明した。
（２）　事故原因と評価
ア　重大な事故
運転員は、異常振動のために原子炉を停止したのではなく、定期点検のために原子炉を停止したものであり、定期点検がなく、右のような異常振動が継続すれば、ポンプや配管が破壊され、冷却材喪失事故等の重大な事故に発展する可能性があった。また、右のとおり、多量の金属片が圧力容器内に流入しており、これらがジェットポンプを目詰まりさせ、燃料集合体間の流水を妨げれば、核反応、反応度に影響を及ぼすことになったばかりでなく、燃料を直接破壊する危険や炉心の冷却不能を招くおそれもあった。
イ　共振現象の見落とし
軸受リング脱落の原因は、軸受の上下に生ずる水の流れによって生ずる圧力差による振動と、ポンプそのものが有している固有振動との共振現象によるものであったが、原発の安全審査においては、このような基本的事項が見落とされていたのであり、現在も、溶接方法の変更という対症療法が採られているに過ぎず、根本的な対策は採られていない。
ウ　運転管理の杜撰な実態
原子炉が停止される五日前から異常振動が認められたにもかかわらず、運転員は、運転マニュアルに従って出力を下げただけで運転を継続し、その間、再循環ポンプに過酷な稼働を強いたものであって、運転員には、危険事象に対する感覚の鈍麻、安全軽視の姿勢があったものであり、杜撰な運転管理が行われているといえる。
（四）　美浜原発二号炉における事故例
（１）　事故の概要
平成三年二月九日午後〇時一六分、美浜原発二号炉（加圧水型原子炉）の蒸気発生器ブローダウン水モニターの指示値が「注意信号」を発し、同日午後一時四〇分蒸気発生細管がギロチン破断したため、原子炉圧力が急降下し、放射線高のアラームが鳴り、原子炉はスクラム状態となり、圧力が一六〇気圧から一気に一〇〇気圧までに下がったところで、ＥＣＣＳ高圧注入系が作動した。しかし、加圧器逃し弁が開かず、一次系の圧力が下がらず、ＥＣＣＳが有効に働かないまま、一次系から二次系への水漏れが続き、午後二時ころ、炉心温度は、摂氏三〇〇度前後になり、燃料棒表面付近では部分的な沸騰も起きた。午後二時九分、充填ポンプ三台が起動し、一次冷却系の水を補給し、加圧器補助スプレーを使用したり、午後二時三七分にはＥＣＣＳを停止したことにより、一次系の圧力は下がり午後二時四八分、二次冷却系側への水抜けが止まったが、一次系から二次系に流出した冷却材は五五トンに及び、また、この事故に際し、主蒸気隔離弁も故障していた。
（２）　事故の原因と評価
ア　深刻な事故


右事故では、ＥＣＣＳが作動したものの、炉内の圧力、温度の不安定な状態が続き、更に、主蒸気隔離弁の故障、加圧器逃し弁の不作動というトラブルが重畳的に発生し、炉心で沸騰が始まったものであり、燃料棒の冷却が妨げられ、水とジルコニウムの反応による燃料棒破損という危機的な状況もあった深刻な事故であった。
イ　細管のギロチン破断
美浜原発二号炉における安全審査においては、蒸気発生器細管の強度に充分な余裕があり、その破断を想定することは非現実的であって、仮に破断の危険性があったとしても、その前にリークを検知し、所要の措置を講じることができるとされていたが、ＬＢＢ（リーク・ビフォア・ブレイク）から瞬く間にギロチン破断に至った。その原因は、細管の疲労劣化及びこれを無視した無謀な供用の連続にあったというべきであり、また、ＬＢＢが有効に働かなかったことで、被告が原子炉の工学的安全性の根拠の一つとする異常事態の早期検知の技術システムが信頼に値しないことが明らかになった。
ウ　施工上のミス
この事故の原因の一つとして、細管振れ止め金具の取り付けミスという施工上のミスが大きく作用したといえるが、このような事象を安全審査の対象外とするようでは、到底原発の安全性を確認することはできない。
エ　ＥＣＣＳの機能不十分
この事故ではＥＣＣＳが作動したが、原子炉内の圧力が十分下がらなかったため、冷却材を十分注入することができなかったものであり、この事故のような小破断冷却材喪失事故の場合のＥＣＣＳの機能に重大な疑義が生じた。
オ　事故解析と実際の事故経過との不一致
美浜原発二号炉における安全審査においては、加圧木型原子炉の事故解析として蒸気発生器細管の破断事故が取り上げられ、事故発生から約三〇分で一次系の圧力は、二次系の圧力と同じとなると解析されていたが、実際には、約一時間を要していたものであり、右事故解析が現実の事態を反映していない証左となった。
２　ＴＭＩ事故について
（一）　事故の概要
（１）　スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）原発は、米国ペンシルヴェニア州スリーマイル島にある原発であって、同原発には、バブコック・アンド・ウィルコックス社設計の加圧水型原子炉が二基設置されており、ＴＭＩ事故は、二号炉（電気出力九五万九〇〇〇キロワット、昭和五三年一二月営業開始）で発生した。（２）　昭和五四年三月二八日午前四時ころ、運転中の二号炉において、復水器を通過して水に戻った二次冷却水を蒸気発生器へ給水するために二次冷却系に設けられている主給水ポンプ二台が突然いずれも停止し、このため、蒸気発生器への給水が停止した。このため、右のような主給水喪失時に、直ちに蒸気発生器に給水し、一次冷却系の除熱を確保するために設けられていた補助給水系の補助給水ポンプがすべて自動的に起動したが、本来開けられているべき補助給水ポンプの出口側の弁が閉じられたままの状態で運転されていたため、蒸気発生器における一次冷却系の除熱能力が失われた。一方、一次冷却系においては、温度、圧力が急速に上昇し、主給ポンプ停止の三秒後（以下、経過時間は主給ポンプ停止後の時間をいう。）には、一次冷却系の圧力が上昇することを抑制することを目的として加圧器に設けられている加圧器逃し弁が開き、蒸気と熱水が格納容器ドレンタンクに流入した。そして、八秒後には、原子炉緊急停止装置が作動して、原子炉が自動停止した。（３）　右の加圧器逃し弁の開放及び原子炉停止によって、一次冷却系の圧力は急速に低下し、加圧器逃し弁が閉止すべき圧力以下に低下した。しかし、加圧器逃し弁は、開放状態のまま固着して閉止せず、遂には、ドレンタンクのラプチャーディスクを破壊させ、冷却材は、格納容器内の格納容器サンプへと流出し続けた。（４）　二分二秒後、炉内圧力低下により、ＥＣＣＳの一つである高圧注入系が自動起動し、原子炉内に注水を開始したが、加圧器水位計が異常な上昇を示したため、運転員は、圧力調整が不能となることを恐れ、手動でポンプを停止したり、流量を絞ったりした。
（５）　七分三〇秒後、サンプ移送ポンプが自動起動し、冷却水は格納容器から気密性の不十分な原子炉補助建家内のタンクに汲み出され、そのラプチャーディスクも破壊し、補助建家の床に溢れた。補助建家に流出した気体状放射性物質は、そのかなりの部分が同建家の排気系に設けられた活性炭フィルタを通らず、直接排気筒から環境に流出した（排気筒に設けられたガスモニターは、測定範囲を超える多量の放射性物質が通過したため、事故発生の数時間後から約三週間にわたって振り切れたままであった。）。
（６）　八分後、運転員は、二次冷却系の補助給水ポンプ出目弁が閉じられていることに気付いてこれを開いたため、蒸気発生器を通じての除然も行われていたが、炉内温度は上昇を続け、飽和温度を超えて冷却水が沸騰を始め、燃料被覆管においてジルコニウムと水の反応が進行し、大量の気泡や水素ガスが発生した。（７）　一時間一五分ないし四〇分後ころ、一次冷却系にキャヴィテーション（異常振動）を生じ、冷却材ポンプが空回りし、激しく振動し始めた。運転員は、このままポンプを稼働させ続ければ、ポンプの破損に止まらず、一次冷却系配管の損傷、破断につながることを懸念し、冷却材ポンプを停止した。運転員は、一次冷却水の自然循環を期待したが、実際には、炉内の気泡ガスに阻害され、一時間四〇分後、ＥＣＣＳの流量絞り込みによる冷却水の減少と相俟って、炉心の露出が始まり、炉心損傷が進んだ。
（８）　二時間二〇分後、運転員は、加圧器逃し弁の開放固着に気付き（これほど時間がかかった原因は、弁の開閉表示が不適切で、「閉」の表示ランプがついていたのだが、これは「閉じよ」との電気信号を意味するだけで、実際の開閉が表示されていなかったことにある。）、加圧器逃し弁の元弁を手動で閉じたが、その間、一次冷却水は噴出を続けていた。また、そのころ、二機ある蒸気発生器の一方の二次側に高い放射能が検出され、運転員は一機を隔離した。（９）　二時間四五分後ころ、運転員は、停止していた一次冷却材ポンプを再度働かせようとして短時間運転を試み、三時間二〇分後ころ、炉内の圧力の低下を元に戻そうとして約七分間、高圧注入ポンプを働かせて送水した結果、露出していた炉心を冷却し、炉内を冠水状態に戻した。


（１０）　炉心で発生した大量の水素ガスは、格納容器内へ流出し、三時間一五分後ころ及び同三〇分後ころ、格納容器ドレンタンク内で圧力スパイク（水素の小爆発）が観測され、一〇時間後には、格納容器内で約二気圧に達する圧力スパイクが観測された。
（１１）　炉心内では、ジルコニウム水反応に止まらず、炉心温度は、燃料ペレットの酸化ウランの融点である二八〇〇度を超えて溶融が始まり、三時間四四分後には溶融固化物の中心部に冷却効果が及ばず、中心部で再溶融まで生じていたもので、メルトダウンが始まり、更に、炉心のほとんどすべての燃料棒が何らかの損傷を受け、炉心上部約三分の一が崩落して空洞となり、圧力容器底部には溶融流下して固化した多量の塊状デブリ推定約一六トンが観測され、メルトスルー（圧力容器の貫通）の危機にあった。
（１２）　ケメニー報告書、ロビゴン報告書は、希ガスの環境への放出量は、約二五〇万キュリーと報告しているが、放出放射能量について昀も正確な測定値を与えるべき排気筒に設けられたガスモニターは振り切れて使用できず、ＴＬＤ（熱蛍光線量計）のデータは空中のガンマ線量の測定に限られ、しかも、周辺にわずか二〇個しか設置されていなかったのであるから、放出された放射性物質のすべては測定できなかった。また、排気ダクト付近に設置されたエリアモニター一空中線量を示すモニター）の指示値も、拡散後の放射線量の時間変化を記録しているに過ぎず、排気筒出口における放射能量の時間的変化を記録していないから、エリヤモニターからの推定は当然に過少評価を伴うというべきである。したがって、放出された希ガスは、ケメニー報告等の数倍に及んでいたというべきである。（１３）　また、ケメニー報告書、ロビゴン報告書は、ヨウ素一三一の環境への放出量は、約一五キュリーと報告しているが、事故後二日間の信頼すべきデータがないことによれば、その三〇〇ないし四〇〇倍以上にも達した可能性がある。（二）　ＴＭＩ事故の原因
（１）　複合的要因による事故
ＴＭＩ事故の発生、拡大に決定的な影響を与えたのは、次の諸点であるといえる。
すなわち、
（１）　主給水ポンプが停止した際、補助給水ポンプは、その出口側の弁が閉じられたままの状態であったため、有効に作動しなかったこと。これは、日常的な保安の杜撰さが原因であり、端緒の小さな出来事を大事故につなげた。（２）　加圧器逃し弁の固着。これ自体は、通常起こり得る故障でさして重要視されていなかったが、これが冷却材喪失口となった。
（３）　中央制御室の加圧器逃し弁の表示が「閉」となっていたこと。実際には、「閉じよ」との命令信号であり、「閉じた」ことを表示したわけではなかったが、これが運転員の判断を誤らせ、弁の開放状態が二時間一八分続く原因となった。（４）　炉心水位を判断するための唯一の計器である加圧器水位計が振り切れ、満水状態を示したことから、実際には炉心から水が漏れていたにもかかわらず、当然炉内は満水であると判断し、運転員がＥＣＣＳの注水を絞ったこと。（５）　炉内で発生した蒸気泡によりポンプが異常振動を起こしたために、運転員が冷却材ポンプを切ったこと。これによって、水の循環が妨げられ、炉心の過熱が促進されたが、この状況下での措置としてはやもを得ないものであった。右以外にも、主給水ポンプの同時停止（多重性を無効ならしめる設計）、補助給水系出目弁が閉じた状態でも運転可能であったこと（インターロックの不存在）、蒸気発生器の漏洩、各種計測器の振り切れによる測定不能、コンピュータデータの遅れ（事故発生後、プリンターから打ち出されてくるコンピュータの情報が、プリンターの印字速度が遅いため遅れ始め、遅れは昀大で二時間三〇分に達した。）、直接に炉心水位を知り得べき手段の欠如、一次冷却材の自然循環の不能、多重要因事故及び共通要因事故に対する対策の欠如、人的因子を無視した制御室の設計、緊急連絡体制の不備等の事情がこの事故の発生、拡大に寄与したものと考えられる。このように、ＴＭＩ事故は、一つ一つの原因をみるとそれ自体さほど重要とはいえない故障、やむを得ない判断の誤りが複雑に作用して発展・拡大し、惹き起こされた事故であった。
（２）　人為ミス論の不当性
ア　被告は、ＴＭＩ事故の決定的原因を、（１）加圧器逃し弁が開放固着していることに二時間以上も気付かなかったこと、（２）一次冷却水に関する判断を誤ってＥＣＣＳを停止させたり、流量を昀低限まで絞ったりしてＥＣＣＳの機能を実質的に殺してしまったことに尽き、その背景要因も原子炉施設の管理が適切でなかったこと、運転員に対する教育、訓練等が不適切あるいは不十分であったこと等の運転管理上の問題であると主張し、専らこの事故を運転管理に係る事故の範疇に封じ込めようとしている。
しかしながら、ＴＭＩ事故の発生、拡大の原因は、前記のような多様な事情が複雑に作用して発展・拡大して、惹き起こされたものであり、人為ミス論というのは、いわば二次的な意味しか有しないものというべきである。イ　運転員らが加圧器逃し弁が開放固着していることに二時間以上も気付かなかったことは過失とはいえない。
被告は、加圧器逃し弁の出口配管の温度、ドレンタンクの水位、温度、格納容器サンプ水位の上昇等から、運転員は、加圧器逃し弁が開放固着していることに気付くべきであったと主張する。
しかしながら、加圧器逃し弁の開閉表示は、明らかに「閉」を示していたのであり、運転員らにとって、原子炉の状態を直接感知する方法はないのであるから、運転員としては、こうした間接的情報を信頼するしか術はなく、むしろ、各種機器の健全性は確認されているはずであり、加圧器逃し弁に対し「閉」を指示する電気信号が出ている以上、弁は確実に閉じていなければならないのであって、運転員としては、これを信頼するのが当然である。しかも、当時、加圧器水位計は、原子炉の満水状態を表示し、運転員らは、一次系の圧力調整不能、一次系破損の事態を真剣に心配していたのであり、漏洩の継続を疑うどころか、これと正反対の原子炉の満水加圧状態を警告する表示が他方で与えられていた。運転員らには、明らかに相矛盾する、およそ理解困難な雑多な情報が与えられたのであり、しかも、事故発生後数時間の制御室は多数の表示ランプが点滅し、一〇〇にも及ぶアラームが鳴り響き、大混乱の状況にあった。わずか数名の運転員らは、まかり間違えば、自らの生命にも関わる警告が次々と発せられる中で、頼り得るはずの表示、データの中から当てになるものとそうでないものを選別しなければならなかったのであり、それでも、運転員らはわずか二時間二〇分にして、明確に情報とは反する加圧器逃し弁の開放固着状態を探り当てたのであって、この点について、運転員らに過失があったとはいえない。


ウ　運転員らが加圧器水位計の急上昇を見て、ＥＣＣＳを停止したり、流量を絞ったりしたことは過失とはいえない。
被告は、水位計が一次系内の水量を適切に示すのは、一次冷却水が沸騰していない正常な状態にある場合に限られるのに、この事故の当時、冷却材ポンプが振動しており、圧力容器出口側配管温度が極めて高温となり、沸騰を示す情報が与えられていたのであるから、水位計が一次系内の水量を適切に示していなかったことは明らかであったと主張する。
しかしながら、冷却材ポンプの振動は、キャヴィテーションの発生に限られず、まず疑うべきものはポンプ自体の故障と考えられ、しかも、当時、加圧器逃し弁は閉じていたのであり、一次冷却材の沸騰、一次冷却材喪失事故が発生しているなどと考えることは不可能であった。原子炉の過圧状態は一次系の大破損という極めて重大な危険をもたらすのであるから、加圧器の満水状態を避けようと判断したことは当然であった。したがって、運転員らが、相矛盾する情報の中から、その時点における昀も危機的な状況を読み取って、ＥＣＣＳの停止を決断したのは当然であった。事故発生から二時間後、ＴＭＩ発電所の昀高幹部らによる緊急会議が開かれたが、原子炉圧力が低下しているのにかかわらず、誰一人、加圧器水位計が振り切れているという表示の謎を解くことができず、約六時間後に到着したＮＲＣの担当官までが加圧器水位計の振り切れを見て、即座にＥＣＣＳの停止を指示したのである。
ＴＭＩ事故発生前、我が国の加圧水型原子炉（ウエスティングハウス社製）におけるＥＣＣＳの起動信号は、炉内の圧力低下と加圧器水位低下の同時信号とされていたが、事故後、加圧器の水位に関わりなく、炉内の圧力低下だけでもＥＣＣＳを作動させるＰ′回路が付加された。
このことは、我が国の原子力発電所の専門家及び製造会社であるウエスティングハウス社が、ＥＣＣＳの起動信号を炉内の圧力低下と加圧器水位低下の同時信号で足りると考えてきた証左というべきである。
エ　原子力安全委員会が設置した米国原子力発電所事故調査特別委員会は、昭和五六年五月、ＴＭＩ事故について、事故を拡大した決定的要因は、人為的因子（人為ミスではない。）であったことは確実であるが、詳細にみてみると、設計、運転管理、事故時の通報連絡体制等諸々の因子の不備が複雑に関わり合っており、その責を単純に運転員の誤判断や誤操作に帰してしまうことはできないものであった旨報告している（第三次報告）。
オ　ＴＭＩ原発の運転員らは、昀悪の条件の下、想定不適当として安全審査の対象から除外され、何の対策も講じられていなかったこの事故に実によく対処したというべきであり、運転員らに過失があったとはいえない。
（三）　ＴＭＩ事故と本件安全審査
（１）　ＴＭＩ事故の教訓
前記米国原子力発電所事故調査特別委員会は、昭和五四年九月一三日、「わが国の安全確保対策に反映すべき事項」として、沸騰水型原子炉、加圧木型原子炉の区別なく、基準・審査関係一四項目、設計・運転管理に関するもの一六項目、防災計画に関するもの一〇項目、安全研究に関するもの一二項目の合計五二項目の具体的提言を行った。それによると、「ＴＭＩ－二の場合、緊急時において、運転員の練達度もさることながら、短時間に的確な判断をし、確実な操作を行うことか困難な点があったように思われる。このことに鑑み、運転員に要求される必要な操作の内容を把握し、安全評価上ヒューマン・クレディットをどう考えるかについて検討する必要がある。また、事故解析に際しては、現指針のように安全系についてその機能別に単一事故を想定すれば安全評価上十分とするか、又は故障の重畳についても想定すべきなのか等を検討する必要がある。」、運転員の誤操作防止策については、「設計上の考え方をより明確にするとともに、手段、方式等について検討する必要がある。」とし、安全上重要な系統及び機器の分類の見直し、計測制御系及びプロセス計測制御系の信頼性の点検、制御室のレイアウトの見直し、一次冷却材の監視方法の検討、小破断事象時の安全性の研究、水素ガス対策、弁の信頼性の検討等、実に多岐にわたる指摘がなされている。
被告は、加圧水型原子炉であるＴＭＩ原発二号炉と沸騰水型原子炉である本件原子炉とは、基本的にその原理、構造を異にしており、ＴＭＩ事故を直接本件原子炉施設に当てはめ、その安全性を云々することはそもそも無意味である旨主張するが、ＴＭＩ事故によって、原発施設が人間の誤操作や機械の誤動作を阻止する構造（フェイルセイフ）となっていなかったこと、誤動作を自動的に安全側に修復する構造（フールプルーフ）とはなっていなかったこと、安全設計上の諸対策が逆に人的要因によって機能を発揮し得ない場合があること、人的因子と機械との接点の検討が十分なされていなければならなかったこと、故障の重畳、共通要因故障、人的因子も含む多重要因事故が現実のものであり、これらの十分な検討が必要であったこと、原因の如何を問わず大事故の発生は不可避であること、これを想定不適当として何らの対策の検討もしてこなかった安全審査に根本的欠陥があったことなどが明らかになったのであり、こうしたことは、沸騰水型原子炉と加圧水型原子炉の差異に関わりがないというべきである。
（２）　単一故障指針の誤り
ＴＭＩ事故は、主給水ポンプ二台の同時停止、三系統ある補助給水系の補助給水ポンプ出口弁の開け忘れ、加圧器逃し弁の開放固着、人的要因を含んだＥＣＣＳの性能低下、蒸気発生器の漏洩、キャヴィテーションによる冷却材ポンプの使用不能等の故障が次々と加わった明白な多重故障事故であった。本件安全審査における事故解析は、専ら単一の事象に起因して、機器、装置の機能が失われるという単一故障を想定して行っているに過ぎないが、多重故障事故の場合は、容易に大事故に発展する危険性があることをＴＭＩ事故は明らかにしな。本件安全審査において、非現実的な単一故障の事故解析を繰り返しているが、原子炉施設の安全性の確認としては、およそ無意味なものというほかない。
（３）　人的要因無視の違法性


被告は、原子炉施設のフェイルセイフ、フールプルーフを強調してきたが、ＴＭＩ事故によって、シナリオのない実際の事故の場面では、原子炉施設の安全確保は、結局のところ、その時その場の情報に基づく運転員の的確な総合判断に委ねられざるを得ないことが明らかになった。したがって、原子炉の安全審査においては、一定の運転管理能力を有する者にして、なおあり得る失敗をいかに基本設計において考慮したのか、人的因子の関与する分野、運転員の判断に頼らざるを得ない分野、範囲を明らかにし、その失敗を防止し、なおあり得べき失敗からその波及的影響をいかにして阻止するかなどについて、審査される必要があるが、本件安全審査においては、そのような配慮は全くなかった。このように、被告が人的因子を無視してきた背景には、昀も厳しい条件下においても、燃料棒の温度は一二〇〇度を超えず、ジルコニウムと水の反応も一パーセント以下にとどまり、制御室では、一、二の警報ランプが点滅するだけで、運転員の判断に特段の困難もなく、一つの操作で事故を終息し得る程度の原発事故を想定したに過ぎないという事故想定の不適切が挙げられるというべきである。
人的要因の関与すべき分野について、想定される人為ミスに検討を加え、そうした分野から人的因子の関与をできる限り除去すること、除去が不可能であれば、運転員らに与えられる情報を一義的に明確なものとして、誤判断の余地を少なくすること、なお、あり得べき人為ミスについては、これを抑制し、安全側に修復すべき機構設備を具備することなどが、規制法の当然要求する審査内容といわなければならない。運転員の運転管理、運転能力の向上がそれ自体として追求されるべきことは、当然としても、人的因子の関与、運転管理事項との関わりを抜きにして、原発の安全基本設計を語ることはできないというべきである。もとより、どのような人為ミスがあっても、基本的な安全設計が確保されるというような設計は、技術的に極めて困難もしくは不可能であるが、本件安全審査においては、その発生原因の如何、運転員の過失の程度のいかんを問わず、一切の人的因子、人為ミスの問題を審査の埒外に放逐してしまっているのであり、その違法性は明らかである。
３　チェルノブイル原発の事故
（一）　チェルノブイル原発の概要と原子炉の構造
（１）　チェルノブイル原発は、旧ソ連ウクライナ共和国の首都キエフの北方約一三〇キロメートルに位置する原発であり、旧ソ連が独自に開発した黒鉛を減速材、軽水を冷却材とする黒鉛軽水冷却沸騰水型原子炉（ＲＢＭＫ一〇〇〇型炉、定格熱出力三二〇万キロワット、定格電力出力一〇〇万キロワット）が四基稼働していたところ、チェルノブイル事故は、昭和五八年一二月に運転を開始した四号炉で発生した。
旧ソ連は、昭和四八年にＲＢＭＫ一〇〇〇型炉を完成させて以来、これを標準型として各地で建設を始め、同六〇年当時、総数五〇基の民生用原子炉を保有し、原発について欧米や我が国と同等又はそれ以上の昀先端の技術的水準を有する国であった。
（２）　黒鉛軽水冷却沸騰水型原子炉は、二五センチメートル角、高さ六〇センチメートルの黒鉛を約一八〇〇トン積み重ね、その中に圧力管と呼ばれる直径八八ミリメートルの細いパイプが約二〇〇〇本入れられ、そのうち一六六一本に濃縮度二パーセントのウラン燃料が詰められ、二二一本は原子炉の制御用に使用されている。原子炉の下から、冷却水が入り、炉内で沸騰し、その蒸気が原子炉上部の蒸気ドラムで分けられ、その蒸気でタービンを回して発電し、蒸気は復水器で冷やされ、再び原子炉に戻るという構造を採っており、基本的には沸騰水型原子炉と近似した構造になっている。この型の原子炉は、炉心全体を収容する圧力容器は不要であり、個々の燃料要素を収容する圧力管で足りること、そのため原子φの運転中でも燃料の交換が可能であること、圧力管自体の故障も直ちには重大事故になりにくいという長所を有する反面、冷却材が沸騰すると、正の反応度が入る特性があること、圧力管チャンネル一つ一つをモニターしないと原子炉を制御しにくく、制御の方法が複雑となること、黒鉛を使用するため、事故の際、燃焼による状況の悪化が考えられることなどの短所を有する。
（３）　チェルノブイル原発は、蓄圧注入系、低圧注入系、高圧注入系の三種類のＥＣＣＳを有し、昀も太い冷却水配管の破断を想定した耐圧四・五気圧の格納容器に相当する気密区画室に原子炉が収められている。そして、原子炉のコンクリート基礎の下に広大な水槽を設けることで、大口径配管破断時の噴出水蒸気を冷却、凝縮させる機能を備えている点も沸騰水型原子炉に近似しているが、原子炉の減速材として黒鉛を使用しているため、原子炉本体の中の高温、高圧の水量は軽水炉型に比べて格段に少なく、それが噴出しても原子炉を取り囲人でいる金属製及びコンクリート製の囲いで十分であるため、原子炉建家全体を加圧木型原子炉の格納容器のような耐圧、気密構造にしないという設計方針を採っている。
（二）　チェルノブイル事故の経過
（１）　昭和六一年四月二五日、保守点検のためにチェルノブイル原発四号炉の運転を停止する機会があり、それを利用して、発電所外部の電源が喪失してタービンへの蒸気供給が停止した場合に、惰性で回転しているタービン発電機のエネルギーを、発電所内で必要な電源としてどこまで利用できるかという実験が実施された。（２）　同日午前一時ころから、運転員は、実験計画に従って、定格熱出力三二〇万キロワットで運転中の四号炉の出力を低下させ、同日午後一時五分、原子炉出力を一六〇万キロワットまで下げた時に、二台あるタービンのうち、一台のタービンを送電系統から切り離した。同日午後二時、運転員は、実験中の水位低下に備え、緊急注水を防ぐためにＥＣＣＳの信号回路を解除した。実験計画によれば、出力の低下を更に続ける予定であったが、給電担当者からの要請により、その後、約九時間にわたって原子炉の熱出力が一六〇万キロワットの状態で運転が続けられた。（３）　同日午後一一時一〇分、運転員が出力降下の操作を再開したところ、熱出力が三万キロワット以下に低下してしまうアクシデントが発生したため、運転員は、熱出力の回復に努め、翌二六日午前一時ころ、原子炉の熱出力を二〇万キロワットにまで回復させたが、キセノンの毒作用の進行等の理由により、これ以上の出力上昇は困難と判断し、原子炉の熱出力は、実験計画の七〇ないし一〇〇万キロワットより下回っていたが、実験は可能と判断した。


（４）　同日午前一時三分及び七分、それまで作動していた六台の主循環ポンプに加えて、二台の主循環ポンプを起動させた結果、炉心を通過する冷却材流量が増大し、炉内の冷却材の状態は予測のつかない不安定なものとなり、炉心内の冷却材に占める蒸気泡（ボイド）の体積割合（ボイド率）が減少し、気水分離器の水位と圧力が低下した。運転員は、原子炉が自動停止してしまうことを懸念し、気水分離器内の蒸気圧と水位に関する安全保護信号の回路を切り、同日午前一時一九分、運転員は、気水分離器の水位の低下を防ぐため、気水分離器への給水を増加させたところ、低温の冷却材が気水分離器を介して原子炉内に流入したため、炉心におけるボイド率が減少し、負の反応度が加えられた。そこで、運転員は、正の反応度を加え、原子炉の出力を維持するため、自動制御棒及び手動制御棒を相次いで引き抜いた。
（５）　同日午前一時二二分ころ、気水分離器の水位が上昇してきたため、運転員は、給水量を急激に低下させ、その結果、炉心に流入する水の温度が上昇し、ボイド率が上昇した。
（６）　同日午前一時二二分三〇秒ころ、運転員は、操作可能な制御棒が六ないし八本程度しかなく、通常であれば原子炉の緊急停止を要する値となるまで反応度操作余裕が少なくなっていることを認知したが、運転員は、実験実行を優先して原子炉の運転を継続させた。
（７）　運転員は、実験の前提であるタービン停止によって原子炉自体が自動停止するという自動停止回路を切り、同日午前一時二三分四秒、タービン発電機の蒸気停止加減弁を閉じて実験を開始し、更に、タービンの蒸気停止加減弁を閉じたことによって、タ－ビンの回転数が低下し始め、それに伴い、タービン発電機を電源としていた給水ポンプ及び主循環ポンプの機能が低下した。そして、気水分離器内の蒸気圧及び循環水の温度が上昇するとともに、冷却材循環流量が低下し、炉心内におけるボイド率が上昇した。この結果、正の反応度が加えられ出力が上昇し始め、反応度出力係数が正のため出力の上昇は加速された。
（８）　同日午前一時二三分四〇秒、運転員は、原子炉緊急停止ボタンを押したが、原子炉内の出力の上昇を抑制することができず、原子炉は核暴走して二回爆発した。その結果、原子炉内の一六六一本の圧力管すべてが破壊され、一〇〇〇トン近いコンクリートの蓋を持ち上げて、垂直に落とし、黒鉛の約二五パーセント（約四〇〇トン）を吹き飛ばした。
（三）　放出された放射性物質
前記原子炉の爆発により、破壊された原子炉から、砕け散った炉内の黒鉛、ウラン燃料一九〇トンのうちの三ないし四パーセントが放出され、同時に揮発性の核分裂生成物であるヨウ素、テルル、セシウム等の「死の灰」が放出され、昭和六一年五月二日までに炉内の黒鉛が燃焼を停止した後も、依然として、燃料中の組成に近い放射性物質が熱い空気流等に伴って放出された。その後、同月五日までに、炉心の燃料が残留熱のために摂氏一七〇〇度を超えるまで上昇し、核分裂生成物の流出量が再び急増し、ヨウ素を中心とする揮発性物質、燃料微粉（エアロゾル）が放出され、同月六日以降になって、ようやく核分裂生成物の放出量が減少に向かった。しかし、その後も、各地の放射線の空間線量は、昀大値の半分程度の減少にとどまり、キエフ市の場合、平常値の一〇倍程度に回復するまで更に二か月を要した。昭和六一年八月に国際原子力機関のウィーンにおける会議において、旧ソ連政府が発表した「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」は、炉内に生じていたキセノン、クリプトンを主体とする希ガスは、同年五月六日までに炉内の一〇〇パーセントが放出され、ヨウ素、セシウム、テルルのような揮発性核分裂生成物は、炉内の一〇ないし二〇パーセント、バリウム、ストロンチウム、プルトニウム、セリウム等は、同じく三ないし五・五パーセントがそれぞれ放出され、放出総量は五〇〇〇万キュリーであると報告している。しかし、この五〇〇〇万キュリー中には、そもそも希ガスの放出量が含まれていないし、また、爆発の一〇日後の同年五月六日の時点を基準として補正したものであり、正確とはいえない。チェルノブイル原発四号炉の運転開始から爆発までの間に費消されたウラン二三二五は、約一一〇〇キログラムと推定され、「死の灰」の放射能の総量は運転停止二四時間後には約二七億キュリー存在し、そのうち希ガスとして一億キュリー、セシウムが二〇〇万ないし四〇〇万キュリー、総量として三億ないし四億キュリーの「死の灰」が放出されたというべきである。
（四）　放射能汚染状況
（１）　旧ソ連内における汚染状況
旧ソ連政府が発表した前記「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」による事故当日のチェルノブイル原発周辺の気象状況は、以下のとおりである。すなわち、周辺は低気圧内にあり、方向を変化する微風が吹いていたが、下層の気団は西及び北西方向に長距離移動しており、上空七〇〇ないし八〇〇メートルから一五〇〇メートルは高気圧の南西の縁に位置しており、気塊は毎秒五ないし一〇メートルの速度で北西に移動していた。昭和六一年四月二九日にかけては、高度二〇〇メートル付近で気流は、北及び北東に向かっており、続く同年五月七、八日までは南方に向かっていた。放射能に汚染された上昇気雲は、同年四月二七日に一二〇〇メートルを超える高度に達し、初めに西北の方向に移動し、事故後二、三日は北の方向へ、同月二九日からの数日間は南の方向へ移動したとされている。同報告によるチェルノブイル原発近隣地の汚染状況の概略は、以下のとおりである。すなわち、事故後の地上汚染の主要な地帯は、チェルノブイル原発の西部、北西部、北東部の一帯で、それに続いて南部であった。周辺の放射線レベルは、毎時一〇〇ミリレムを超え、事故後一五日を経過した昀大放射線量は、チェルノブイル原発の五〇ないし六〇キロメートル西の地点、三五ないし四〇キロメートル北の地点で、いずれも毎時五ミリレムあり、キエフ市では、同年五月始めの放射線レベルが毎時〇・五ないし〇・八ミリレムに達していた。近隣地域におけるプルトニウムの汚染レベルは除染作業をしなければならないほどではなく、同年五月三日にはキエフにおいて、ヨウ素一三一が一リットル当たり三・八×一〇のマイナス八乗キュリーと観察された。
同報告によるチェルノブイル原発近隣地の住民被曝の概略は、以下のとおりである。すなわち、プリピヤチ市における同年四月二六日午前九時の放射線量は、地上一メートルで毎時一四ないし一四〇ミリレム、チェルノブイル原発に近いクルチャドバア通りにおける翌二七日のガンマ線量は、午前七時に毎時一八〇ないし三〇〇ミリレム、午後五時には毎時七二〇ないし一〇〇〇ミリレムに達した。
（２）　ヨーロッパにおける汚染状況
ア　汚染実態


スウェーデンでは、事故後間もなく、全国平均で一平方キロメートル当たり〇・二二キュリーのセシウムの降下が観測され、局所的には五キュリーという高い値も測定された。旧西ドイツのミュンヘン付近では、平均で、一平方キロメートル当たり〇・二五キュリーのセシウムが観測され、局所的にはその二倍近い値も示した。スイス南部地区では、一平方キロメートルあたり〇・三キュリー、イタリア北部のコモでは、一平方キロメートル当たり一・四キュリーのセシウムが観測された。そして、ヨーロッパ全土には、少なくとも一〇〇万キュリー以上のセシウムが降下したものと推定されている。
イ　避難措置等
ポーランドを始めとするヨーロッパ近隣各国では、牛乳や野菜の摂取制限や、乳幼児等について外出制限等の措置が採られた。ヨウ素一三一等の放射性物質の影響から住民を守るために、ヨード剤が配付され、住民がこれを求めて殺到する事態も招いた。また、大量の農作物や牛乳、酪農製品が廃棄され、イタリアでは汚染された食肉用兎が数万匹処分されるなどの甚大な被害が生じた。旧ソ連からの輸入制限の措置が採られ、経済的にも大きな影響を与えた。
（３）　日本における汚染状況
チェルノブイル事故に起因する放射性核種がヨウ素一三一、セシウム一三七を始めとして二〇種類も検出され、ヨウ素一三一については、昭和六一年五月三日、千葉で雨水一リットル当たり一万三三〇〇ピコキュリー、新潟の飲料水中において一リットル当たり四四ピコキュリー検出された。植物中には、一キログラム当たり一万ピコキュリー、ホウレンソウには昀大で一キログラム当たり一万三〇〇ピコキュリーのヨウ素が検出されるなどした。
（五）　放射線被曝による被害
（１）　急性障害
チェルノブイル事故発生後、繰り広げられた消火活動等によって、多くの要員が一〇〇レム以上の高線量の放射能を浴び、火傷を負った。昭和六一年四月二六日の午前六時までに一〇八人が入院し、その日のうちに更に二四人が入院した。被災者の一人は、重症の火傷で同日午前六時に死亡し、また、現場で働いていた一人の遺体は発見されなかった。事故発生一二時聞後に医療チームが派遣され、合計二〇三人が急性放射線障害を被っていると診断された。そのうち、昀も重い重症度ＩＶと診断された者は二二人で、そのうち、二一人が死亡した。重症度ＩＩＩと診断された者は二三人で、そのうち、七人が二ないし七週間で死亡し、皮膚に著しい障害のあった六人もおおかた死亡した。重症度ＩＩと診断された者は五三人、同Ｉと診断された者は四五人であった。放射線被曝による急性障害の要因は、皮膚や着衣に付着した放射性核分裂生成物が発したベータ線による火傷が原因であり、重症者のうちには、全身の九〇パーセントが爛れ、治療の施しようのなかった者もいた。その後、二〇三人の急性障害の患者の中には、畑仕事や自転車で外出していたプリピヤチ市の一般市民二人が含まれていることが判明したが、旧ソ連当局が行った住民の避難対策が遅れ、一般市民が自由に出入りできる地区にまでかかる高濃度の汚染が及んでいたことを意味する。
（２）　晩発性障害
ア　癌発生予測
前記「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」は、チェルノブイル原発から半径三〇キロメートル圏内に居住していた住民の放射線外部被曝量を、約一六〇万レムと評価し、避難民一三万五〇〇〇人の今後七〇年間に自然発生癌で死亡する予想人数が一万七〇〇〇人であり、癌による死亡率の増加は約一・六バーセントとしている。また旧ソ連のヨーロッパ部の人口は七四五〇万人であり、これらの集団被曝線量を昭和六一年においては、八六〇万人レム、以後五〇年間で二九〇〇万人レムと評価し、自然発生癌による死亡者は九五〇万人で、増加率は〇・〇五パーセントとしている。このような旧ソ連政府の評価を前提としても、半径三〇キロメートル以内の住民については、今後約二七二人が、旧ソ連ヨーロッパ部の住民については、約四七五〇人がこの事故による放射線の外部被曝のため癌で死亡することになるが、同政府が評価の前提としたリスク係数は低きに失しているという批判が有力である。米国カリフォルニア大学名誉教授のゴフマン博士は、今回の事故で放出されたセシウム一三七が一九九万キュリーであった場合と、一三三万キュリーであった場合とを検討し、セシウムの外部被曝のみの評価で、今後の癌発生数を、前者が九七万五〇〇〇人（そのうち致死性癌が四七万五五〇〇人、非致死性癌が四七万五五〇〇人、白血病が一万九五〇〇人）、後者が六四万七三〇〇人（そのうち致死性癌が三一万七一〇〇人、非致死性癌が三一万七一〇〇人、白血病が一万三一〇〇人）と推定し、約三〇万から五〇万人の癌による死亡者が発生すると予測している。
イ　内部被曝による影響
旧ソ連政府は、チェルノブイル事故により、甲状腺癌による死亡者が一五〇〇人増える（増加率一パーセント）と評価し、また、事故後七〇年間の国内におけるセシウム一三七による内部被曝は二億四〇〇〇万人レムとなり、これは癌による自然死数を〇・四パーセント増加させ、四万二〇〇〇人の癌による死亡者が発生するとしている。米国プリンストン大学教授フォン・ヒッペル博士らは、ヨーロッパ等を含めた全体で調査を行い、ヨウ素一三一の吸入による甲状腺癌の患者が二〇〇〇人から四万人、牛乳からの摂取による同患者が一万人から二五万人発生すると予測している。
ウィーンのエコロジー研究所の研究員の調査によると、オーストリア人は、一人平均一年間でセシウム一三七を約九〇万ピコキュリー体内に取り込み、全身被曝量は三七ミリレムになると報告した。これによれば、約一〇〇〇人が癌で死亡することになり、ヨーロッパ全土では、数十万人がセシウム一三七の影響による癌で死亡することになる。
ウ　我が国における影響
京都大学原子炉実験所の今中哲二は、日本において測定された放射線量等から食物の内容、摂取量等を総合的に考察し、大人（二〇歳以上）、青年（一五歳）、幼児（五歳）、乳児（〇歳）をモデルにして、今回のチェルノブイル事故による影響を調査したところ、外部被曝線量がすべてのモデルについて〇・三ミリレム、内部全身被曝線量については、大人が〇・一ミリレム、青年が〇・二ミリレム、幼児が〇・三ミリレム、乳児が一・三ミリレム、内部甲状腺被曝線量については、大人が一五ミリレム、青年が二〇ミリレム、幼児が四〇ミリレム、乳児が四六ミリレムと算定し、この被曝線量にゴフマン博士の癌死亡のリスク率を当てはめると、全身被曝の影響により大人四七人、青年四五人、幼児一三〇人、乳児四一人の癌死亡者が発生し、甲状腺については、大人四・四人、青年四・九人、幼児二五人、乳児三・三人の癌死亡者がそれぞれ発生することになると予測している。
（３）　遺伝的障害


昭和六一年一一月に、黒海沿岸のトルコの町では、無脳症児の出生率が異常に増加したとされ、また、旧西ドイツ西ベルリンの人類遺伝学研究所の調査によると、同六二年一月に西ベルリンで出生した一八〇〇人の子供のうち、通常の発生率の五倍に当たる一〇人にダウン症候群が認められるなどとしており、チェルノブイル事故との関連性が指摘されている。また、米国カリフォルニア州のローレンス・リバモア研究所のロナルド・ジョンソン博士らは、チェルノブイル事故の被災者の血液には、通常、一〇〇万個のうち一〇個程度しか存在しないはずの異常細胞が一〇〇ないし五五〇個も発見されたと発表しているほか、事故後に流産、死産や心臓の奇形を持つ新生児の出生率が倍以上に増加したとの報告もあり、また、チェルノブイル原発付近で出生した新生児は、精神障害を持つ可能性が非常に高いと予測している。
（六）　事故原因
（１）　事故原因についての報告の変遷と誤謬
チェルノブイル事故の原因についての報告書としては、旧ソ連政府が昭和六一年八月に国際原子力機関のウィーン会議で発表した前記「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」と、平成三年一月に旧ソ連工業原子力安全監視国家委員会が旧ソ連昀高会議に提出した「チェルノブイル事故の原因と事故状況に関する報告書」の二つがあり、我が国の原子力安全委員会は、前者に基づいて、昭和六二年五月に「ソ連原子力発電所事故調査報告書」を発表している。しかしながら、「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」は、誤謬に満ちた不正確なものであり、事故内容をいわば人為ミスによって片付けてしまうまやかしのものであった。（２）　「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」「チェルノブイル原発事故に関する経過報告書」は、（１）反応度操作余裕が許される値よりも著しく少なかったこと、（２）出力が実験計画で指定されているものより低かったこと、（３）主循環ポンプ運転台数を定格運転時よりも増やし、規定以上の流量を流したこと、（４）二基のタービン発電機の停止信号に基づいて原子炉自動停止回路を切ったこと、（５）気水分離器の圧力、水位によって作動する原子炉自動停止回路を切ったこと、（６）ＥＣＣＳシステムを切ったことの各運転規則違反があったことを指摘し、チェルノブイル事故は人為事故であると結論付けた。
我が国の原子力安全委員会も、この報告を概ね承認し、チェルノブイル事故は、設計における多重防護の適用の脆弱性を背景としつつ、運転員の多数かつ重大な規則違反により、設計者が予想しなかったような危険な状態に原子炉を導いた結果発生したものであると結論付け、「運転員の選定、教育訓練に問題があったのではないか。」、「運転員の規則違反は、設計者の予想も及ばないほどのものであった。」、「運転員の規則違反のほとんどが単なる錯誤というよりは意識的なものであった。」、「発電所の管理体制全般に安全を昀優先するという意識が希薄であった。」、「原子炉の安全を確保するためには、従事者の一人一人が安全の意識を高め、安全優先の気風を維持向上させることが不可欠である。」などと指摘している。
（３）　「チェルノブイル事故の原因と事故状況に関する報告書」「チェルノブイル事故の原因と事故状況に関する報告書」は、平成二年に旧ソ連昀高会議の要請に応じて、事故原因の洗い直しを行ったものであり、（１）運転員は、反応度操作余裕の値が緊急防護系の有効性に影響を及ぼすことを知らされていなかったこと、（２）運転規則では、低出力運転が禁止されていたわけではなく、設計段階で、低出力運転の安全性について研究、実証がなされていなかったこと、（３）すべての循環ポンプを運転してはならないとする運転規則はなく、一部のポンプの流量が規定以上流れていたことは事実であるが、これは、ポンプのキャヴィテーションを防止するためであり、実際にはキャビテーションは生じていなかったこと、（４）運転規則によると、熱出力三二万キロワット以下の場合、二基のタービン発電機の停止信号に基づいて原子炉自動停止回路を解除しておくように定めており、規則違反はなかったこと、（５）運転員は、原子炉の出力が六〇パーセント以下になったとき、水位低スクラム信号の設定値を変更しなかったが、運転員にはスクラムを避けるように要請されていたから、運転員を責めることはできないこと、（６）運転員がＥＣＣＳを解除したのは、実験手順に従ったものであり、運転員の違反ではなく、また、ＥＣＣＳが作動しても事故の進展には関係がなかったことなどを指摘し、チェルノブイル事故の原因は、人為ミスではなく、原子炉の構造的欠陥、とりわけ制御防護システムの欠陥にあったと報告した。
（４）　事故原因
チェルノブイル事故の原因は、以下のとおり、（１）異常な低出力での運転、（２）反応度操作余裕の重要性の認識欠如、（３）制御棒そのものの構造的欠陥等が指摘されるべきである。
ア　異常な低出力での運転
熱出力三二〇万キロワットの定格出力で設計された原子炉は、その定格出力による運転が望ましく、これを極端に低い出力で運転することは反応の制御が難しいという問題が生じる上に、また、チェルノブイル原発は、低出力運転において、反応度係数が正になるという制御上の難点が発生するという構造的欠陥をもっていた。したがって、運転員は、冷却材の循環に関する操作と制御棒に関する操作を通じて出力維持の一点に注意が集中していかざるを得なかった。
イ　反応度操作余裕の重要性の認識欠如
チェルノブイル原発の場合、適当な位置に制御棒が下りていないと、原子炉そのものを止めにくくなるという欠陥があったが、運転員には知らされていなかったため、運転員自身に反応度操作余裕に関する認識がなく、逆に運転員は、いくら制御棒を引き上げても、いつでも緊急停止ボタンにより、原子炉が停止するという認識を有していた。また、運転員は、実験が電気系統の性能テストであるとの認識が強く、原子炉の炉心に影響を与えると考えておらず、出力を維持することに注意が集中していた。
ウ　制御棒自体の構造的欠陥
チェルノブイル原発の制御棒本体（六・二メートル）の下部には、四・五五メートルの黒鉛棒がぶら下がっており、制御棒が全部引き抜かれている状態から、反応を止めるために制御棒を挿入していくと、炉心底部の一・二五メートル部分の水が排除されて黒鉛が入り、その部分で反応度が上がる現象が生じる。このように、チェルノブイル原発は、制御棒自体、構造的欠陥を有していた。
（５）　チェルノブイル事故の評価
チェルノブイル事故を人為ミスに力点をおいて評価し、原発の運転管理の問題として捕えることの誤りは前記のとおりであるが、また、その原因をチェルノブイル原発における構造的欠陥だけに由来すると評価し、我が国の原子炉の安全評価に影響がないとするのも偏った見方である。


チェルノブイル事故は、原発という巨大なシステムが一つの引き金を契機として、事象が次の事象へと伝播し、その道すがら次第に事態の深刻さが拡大されてシステムの弱い部分にしわ寄せされ、ついには破局へと向かったと評価するのが、相当であり、事故の過程で、将棋倒しのように起きてきた一つ一つの事象を独立しているかのように評価し、掛け合わせの確立論を論じて巨大事故は発生しないとして人々を安心させる手法はもはや無意味であるというべきである。そして、この将棋倒しの事象を橋渡ししたのが人間そのものであることに鑑みると、そのようなヒューマン・ファクターは、原発という巨大な科学システムを構築し、安全に運転していくことの大前提であるといわざるを得ない。
（七）　本件原子炉における反応度事故の可能性
（１）　被告は、チェルノブイル原発が、ボイド係数が大きな正であることによって、特に低出力で原子炉が不安定になるという正の反応度フィードバック特性を有しており、この反応度フィードバック特性が今回の事故において重要な役割を演じた旨主張するが、沸騰水型原子炉の場合でも、（１）炉心流量の増大（再循環系及びＥＣＣＳの異常）、（２）炉心冷却材温度の降下（給水過熱器の故障、ＥＣＣＳの起動）、（３）炉心圧力の上昇（主蒸気管弁の閉止）等によって、ボイド（蒸気泡）が潰れれば、反応度が上がる特性をもっている。被告は、主蒸気管弁の急速閉止、原子炉圧力急上昇の事象、発電機付加遮断について事故解析し、燃料被覆管、圧力バウンダリが健全であることを確認していると主張するが、被告の主張する事故解析は、主蒸気管弁急速閉止の際にタービン・バイパス弁のみが作動しないという設定であって、制御棒の挿入、逃し安全弁の開放といった他の機器の有効性については一〇〇バーセント保証しているものであって、正に机上の計算に過ぎない。ＴＭＩ事故、チェルノブイル事故のように、現実の原発事故は機器の単一故障だけの事故はむしろ少なく（ちなみに、国際原子力機関の統計では、昭和五八年から同六〇年の間における原発事故のうち、単一故障は全体の四割であり、その余は複数故障、共通要因故障、システム相互干渉とされている。）、本件原子炉においても、反応度上昇という事象に加え、さらにスクラムが失敗するという事態があり得ないとはいえない。特に、反応度上昇の時間は、数秒の勝負になるのであり、命取りになり兼ねないのである。
リチャード・ウェブは、沸騰水型原子炉がフル出力で稼働中に、主蒸気出口配管において、突然隔離弁が閉じてしまい、更に、制御棒が入らないで原子炉が自動停止せず、再循環ポンプの自動停止に失敗し、反応度の制御機構が失われてしまうと、核暴走が起こると警告し、また、ラサール原発事故の例をとり、主蒸気管が閉じて原子炉が自動停止されない場合、再循環ポンプを停止させる方法がよいとされてきたにもかかわらず、原子炉出力が振動するという未知の現象も引き起こしていることも指摘している。こうした未知の現象も含め、沸騰水型原子炉の反応度事故、暴走事故の危険性は解明されていないといわざるを得す、本件原子炉がチェルノブイル原発とは違うとは断言できない。
（２）　被告は、本件安全審査においては、（１）本件原子炉がすべての出力領域で反応度係数が負となるように設計されており、固有の安全性（自己制御性）を有していることを確認していること、（２）「過渡変化」、「事故」事象の発生を想定しても安全性が確保されることを確認していること、（３）昀大の反応度価値を有する制御棒一本が、完全に引き抜かれて挿入できない状態を仮定しても、その他の制御棒の全挿入によって炉心を未臨界にできる設計となっていることを確認していることなどを挙げ、チェルノブイル事故は、本件安全審査の合理性に何らの影響を与えるものではない旨主張する。
しかしながら、被告の審査したという「過渡変化」、「事故」は、現実の事故とは異なる「設計せんがための事故」想定であり、住民の安全が原子炉設計の大前提と考えるならば、この事故想定による事故解析は不十分極まりないといわざるを得ない。被告の行った過渡変化解析、事故解析の中で、反応度事故に関連してくるのは、発電機負荷遮断、タービートリップ、主蒸気隔離弁閉鎖、圧力制御装置の故障、起動時の制御棒引抜き、出力運転中の制御棒引抜き、高圧炉心スプレイ系の誤起動、外部電源の喪失、制御棒落下事故などであるが、いずれも、原子炉の緊急停止、すなわちスクラムが機能することが前提となっており、暴走事故になり得る可能性は全く審査されていない。また、再循環ポンプが二台とも停止し、ＥＣＣＳが誤作動するというような例（反応度が上がる中で、ボイドが発生しない事故想定）についても検討されていない。
要するに、本件安全審査は、チェルノブイル事故のような暴走事故を無視し、審査の考慮外においたもので違法というべきである。
一〇　運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析の誤り
１　事象選定の困難
本件原子炉施設の安全性を確認するためには、運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析が十分に行われなければならないが、そのためには右各解析の対象とする各事象が原子炉施設の運転に当たって起こり得る全事象を代表するものでなければならないが、現実の事故は予想もしない所から始まり、事故に至る経路も様々であるのが通常であるから、そもそも、起こり得る全事象を予め予想することは不可能であり、本件安全審査において検討された各事象の選定も恣意的で不合理である。
２　単一故障指針に従った解析の誤り
単一故障指針が有効であるためには、その前提として、良好な品質保証と運転管理によって、故障の発生確率が十分低く保たれ、故障の発生がランダムで、かつ、独立していることが不可欠であるが、現実の事故の内容に鑑みれば、個々の機器設備について故障の発生確率が低いとは到底いえないし、共通要因やあるいは事象の連鎖的発展によって、重要機器の多重性、独立性が破られる事故が多発している。したがって、故障、トラブルの重畳、安全系機器の共倒れを想定しなかった本件安全審査の運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析は不合理である。
一一　小括
以上のとおり、本件原子炉施設は工学的に危険であり、有効な事故防止対策が採られているとはいえないから、本件処分は、規制法二四条一項四号要件に違反する。第三　本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全性の欠如
一　立地条件と耐震設計の基本


１　原子炉施設周辺に大規模な地震が発生し、複雑な構造を有し、放射性物質を密封保有している原子炉施設の建物、配管類等が損傷した場合、多重防護といわれる安全機能が一度に働かなくなり、予測不可能な連鎖的事故を引き起こし、大惨事となるおそれがあることに鑑みると、原子炉施設の敷地地盤は、原子炉施設の設計荷重に対して十分な強度及び支持力を有するとともに、その場所に起こり得ると想定される昀大規模の地震にも耐え得る性質のものでなければならない。２　そこで、立地審査指針は、安全審査会が、陸上に定置する原子炉の設置に先立って行う安全審査の際、万一の事故に関連して、その立地条件の適否を判断するために定められた指針であるところ、同指針は、原則的立地条件として、「大きな事故となるような事象が過去においてなかったことはもちろんであるが、将来においてもあると考えられないこと、また災害を拡大するような事象も少ないこと」が必要であると宣言しており、これを受けて、安全審査会は、昭和五三年八月二三日、「原子力発電所の地質、地盤に関する安全審査の手引き」を作成し、「原子炉施設の設置される場所の地質、地盤は、原子炉施設の自己荷重のほか、想定される地震その他の荷重をきびしく評価しても、原子炉施設の安全性を十分に確保し得るものでなければならない。」と規定した上で、地質、地盤に関する審査要領の中で、「敷地周辺の地質構造において、顕著な断層または摺曲構造の存在が認められるときは、その活動について十分安全側の評価がなされなければならない。」と規定した。そして、更に、耐震設計審査指針は、基本方針として、「発電用原子炉施設は想定されるいかなる地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有していなければならない。また、建物・構築物は原則として剛構造にするとともに、重要な建物・構築物は岩盤に支持させなければならない。」とし、施設の重要度に応じて基準地震動（敷地の解放基盤表面において考慮する地震動）を定め、圧力バウンダリを構成する機器・配管系等の昀重要施設に対しては、「地震学的見地に立脚し設計用昀強地震を上回る地震について、過去の地震の発生状況、敷地周辺の活断層の性質及び地震地体構造に基づき工学的見地からの検討を加え、昀も影響の大きなものを想定」して選定された「設計用限界地震による地震力に対してその安全機能が保持できること」と規定された。
二　活発な地殻変動の存在
１　活摺曲
本件原子炉施設の敷地は、青森県西部から秋田、山形、新潟に続く羽越活摺曲帯といわれている地域に含まれ、古い時代の河岸段丘の平坦面ほど変形が著しい。現在も背斜部は、隆起を続け、向斜部は沈降を続けている。こうした変動は、地形に現れるのみならず、地形測量の基準となる一等水準点や一等三角点の測量結果にも記録されている。三〇年間隔で実施された測量の結果からも背斜部の隆起と向斜部の沈降が確認されており、摺曲運動が何十万年前から現在に至るまで続いていることを物語る。
２　活発な地震活動
本件原子炉施設の敷地を含む長野県北部から新潟県西部一帯は近い将来地震の起こる可能性の高い地域として特定観測地域に指定された全国八か所のうちの一つである。本件原発周辺では、（１）昭和二年一〇月二七日の関原地震（Ｍ五・三）、（２）同三七年二月二日の長岡地震（Ｍ五・二）、（３）同三九年の南鯖石群発地震、（４）同年の東頚城松代群発地震、（５）同五四年七月から同五八年一月までの小千谷群発地震、（６）同五七年一月一〇日の小国地震（Ｍ四・〇）、（７）同五八年一月一九日の小国地震（Ｍ三・九）、（８）平成二年一二月七日の高柳地震（Ｍ五・四、Ｍ五・三）、（９）同四年八月一七日の細越地震、（１０）同年一二月二七日の津南地震（Ｍ四・五）と、この地域における活摺曲に関係のある活発な地震活動が頻繁に続いているが、これらの地震は、この地域における活慴曲に原因がある。
３　柏崎平野の沖積面の地形変化
沖積平野は、昀終氷河期以降の高海水準時に背後山地から供給された土砂を河川が運搬し、これが堆積して形成されたものであり、一般的に、地表面は河川勾配に調和して平坦であるところ、柏崎平野においては、鯖石川の右岸支流の別山川の流域で、周囲に比較して低い平坦面の部分が多数存在しており、このことは、沖積層堆積後、地殻変動があったことの証左である。
４　柏崎平野の基盤の乱れ
柏崎平野の北部、別山川流域において、コンクリート建物や道路橋梁等の工事のために多数のポーリング調査が実施されたところ、近接したボーリング調査結果においても基盤の標高が大きく異なるなど、地形変形が著しいことが判明した。
５　遺跡の埋没と地殻構造運動
昭和六三年以降、遺跡を地質構造運動との関係で調査する手法、体系が確立したが、柏崎平野には多数の遺跡が分布しており、近年道路工事や圃場整備、ガスパイプライン工事等で発掘調査が進められたところ、柏崎市＜地名略＞の下谷地遺跡では、弥生中期の多数住居跡が標高四メートルに存在していることや、同市＜地名略＞の萱場遺跡では、古墳時代の遺跡が三メートルもの厚い堆積層に覆われていることが判明したものであり、このことは、弥生中期以降にこの地域に地殻変動があったことの証左である。
６　安田層、番神砂層下部水成層の標高変化
柏崎平野に分布する安田層の段丘面標高や番神砂層下部水成層の標高は、場所により大きく異なっているが、これは、同時期に同標高に堆積したものがその後の地殻変動で変化したためであり、この地域に活発な地殻変動があったことの証左である。
７　荒浜砂丘の標高
新潟県の海岸部には荒浜砂丘、潟町砂丘等多数の砂丘が分布するが、これらは、地質学的には形成後間もないものであり、類似条件で形成されたものであるといえるから、形成後の構造運動を比較できるところ、荒浜砂丘の標高が他に比較して高く、このことは、荒浜砂丘の一帯に砂丘形成後、活発な構造運動があったことの証左である。
８　断層の走向の一致について


本件原子炉の建設に当たっては、地質調査のために、標高三〇メートル地点で十字型に延長二〇〇メートルの試掘坑が掘削され、断層、節理の存在が調査され、本件原子力発電所の他の原子炉建設に際しての調査を合わせると、総延長一八〇四メートルの試掘坑が掘削されたが、その結果、粘土を挟む節理、断層が三八九箇所、面の癒着した断層が九一箇所、粘土を挟まない節理が四〇七箇所それぞれ発見された。右試掘坑内における断層と、本件原子炉施設敷地周辺で見られる多数の安田層及び番神砂層を切る断層の走向は、北西から南東方向の走向が極めて明瞭に卓越しており、このことは、これらの断層等が同一の構造運動で形成されてきたものであることの証左であり、慴曲運動が番神砂層堆積時まで続いていたというべきである。
三　本件原子炉施設の支持基盤の劣悪性
１　本件原子炉施設は、海面下四〇メートルまで掘削し、沖積層、番神砂層、安田層の土砂を取り去り、直接西山層泥岩を基礎地盤として建設された。原子炉施設の支持基盤は、その危険性から判断してダムに劣らない強度が要求されるというべきであるが、西山層は、土質工学上軟岩とされ、岩石化が未熟で、土と岩石の中間の性質をもつもので、重力式コンクリートダムには不適当な支持基盤とされている。２　本件安全審査においては、西山層泥岩の物理的特性について、単位体積重量が一立方センチメートル当たり約一・七グラム、含水比が四六パーセント、一軸圧縮強度が一平方センチメートル当たり一〇ないし四〇キログラム程度と確認しているが、原子炉施設支持基盤である西山層が軽く、非常に多くの水を含み、軟弱で不均質な地盤であることを示唆している。浜岡原発では、東海地震の発生が予測されているが、相良層といわれる軟岩の上に建設され、相良層の泥岩の単位体積重量が一立方センチメートル当たり平均二・〇六グラム、含水比が一二ないし二〇パーセントであり、本件原子炉施設の敷地の地盤土質と比較してかなり良好な値を示している。また、伊方原発の基盤岩は、三波変岩に属する緑色変岩という硬岩であるため、右のような土質試験（岩質試験）は、必要とされていない。本件原子炉施設の敷地以外の西山層泥岩は、単位体積重量が一立方センチメートル当たり二・〇グラム以上、含水比が二〇パーセント以下とされており、本件原子炉施設の敷地の支持基盤である西山層は、他の西山層と比較しても特に劣悪な地盤である。３　堅硬な地盤ほど弾性波速度が早く、第三紀堆積層では毎秒二ないし四キロメートル、中生代及び古生代の堆積層では毎秒四ないし六キロメートル、浜岡原発の相良層が毎秒二・一キロメートル、伊方原発の緑色変岩が毎秒五・六キロメートル、原子炉施設の基盤としては不適当とされ、除去されている洪積世後期の安田層でさえ、弾性波速度は、毎秒一・五ないし一・六キロメートルとされているところ、本件原子炉施設の支持基盤である西山層の弾性波速度は毎秒一・七キロメートルであり、支持基盤としては軟弱であるというべきである。
以上のような西山層の物理特性は、その堆積年代が新しく、構造運動に伴う潜在的割れ目や顕在化した断層、亀裂のために、含水比が高くなり、弾性波速度が小さくなったとみるのが妥当であり、西山層は、原子炉施設の敷地の支持基盤としては不適当である。
四　本件原子炉施設の敷地周辺の活発な断層活動について１　本件原子炉施設の敷地周辺における多数の断層について本件原子炉施設の敷地周辺の安田層や番神砂層の露頭には、多くの断層が認められ、これらは、地殻の構造運動に起因するものと考えられるが、本件原子炉施設の耐震設計においては、これら断層のうち、敷地内で一七箇所、敷地外で一九箇所が抽出され、露頭調査、ポーリング調査及びトレンチカット調査等が行われた結果、断層の走向傾向がまちまちで、地形に調和していることなどからすべて地すべり性のものであり、構造性のものではないと判断された。しかしながら、調査の対象となった断層は本件原子炉施設の敷地周辺の露頭の存在する断層の極く一部に過ぎず、また、露頭調査や、ポーリング調査、数メートル掘った程度のトレンチカット調査だけでは、これらの断層をすべて地すベり性のものと断ずることはできない。
２　本件原子力発電所五号炉直下の断層について
本件原子炉施設から北東へ約一キロメートル離れた地点に設置が計画されている本件原発五号炉の敷地基盤に、西山層及び安田層を切る断層が発見されたが、同原子炉付近の露頭断層が安田層及び番神砂層を切っていることを併せ考えると、右五号炉の敷地基盤に見られる断層は、番神砂層をも切る極めて新しいものである可能性が高く、本件原子炉施設の敷地の安全性にも影響を及ぼすものである。
３　新砂丘を切る断層について
昭和五三年七月ころ、本件原子炉施設から北東約三〇〇メートルの本件原子炉施設東側道路の法面の掘削工事中に、新砂丘、番神砂層及び安田層を切る断層が発見されたが、この断層は西山層をも切っている可能性があり、変位量も新砂丘が二〇ないし三〇センチメートル、番神砂層が六〇ないし七〇センチメートル、安田層が二メートルと観測され、西山層の変位量は七、八メートルと推定され、断層の変位に累積性が認められることから、右断層は、極めて新しく、かつ活発な活動を繰り返している断層というべきである。
４　寺尾断層
（一）　位置、形状、
性質
地学団体研究会荒浜砂丘研究グループは、平成西年八月、本件原子炉施設の北東六〇〇メートルに位置し、本件原子炉施設の敷地と同じ後谷宮川背斜東翼上にある刈羽村＜地名略＞の土砂採取場において、寺尾断層を発見したが、寺尾断層は、（１）椎谷層、安田層及び番神砂層の三層を貫く断層であること、（２）安田層の泥岩層での変位量が約一二〇センチメートル、椎谷屠の上限面での変位量が約一四〇センチメートル、椎谷層の火山灰での変位量が約一四〇センチメートルあり、変位は累積し、繰り返し活動していること、（３）四万五〇〇〇年前に堆積した番神砂層を切っているので、この断層は、五万年前以降に活動したものであること、（４）背斜軸に並走する縦走断層であり、圧縮応力場で形成されていることから、周辺の摺曲構造の成長と関係があること、（５）地形的には尾根側が、地質構造的には背斜の軸側か落ちる高角正断層であることから、Ｃ級活断層であり、その活動によって、本件原子炉施設の敷地は重大な影響を受ける。
（二）　寺尾断層の変位量の評価について


被告は、椎谷層中の泥岩を鍵層として、椎谷層の変位量は九〇センチメートルに過ぎず、安田層の一二〇センチメートルより少なく、変位の累積性が認められないため、断層は、地すベり性のものであると主張するので、以下検討する。（１）　断層の変位量を測定するには、断層面の両側にある連続して同一時期に堆積した地層を正しく対比して、そのずれを測定する必要があるところ、堆積時期が同一と判断できる火山灰層が鍵層（変位量測定の対比基準の地層）として昀適である。寺尾断層の変位量は、（１）椎谷層における火山灰質砂岩層が断層面の両側（東西）において連続して存在しており、同じ時期に堆積したことが明らかであること、（２）火山灰質砂岩層の上下面における層序、層厚が断層面の両側で一致していること（但し、東側では、安田層の亜炭層より上の地層が存在せず、断層面西側では火山灰質砂岩層のすぐ下の地層までしか露出していないため、十分な対比ができない。）、（３）安田層の堆積直前の地形面は、椎谷層の上限であるが、その椎谷層上限の断層の変位は、約一二〇センチメートルであり、これは、安田層中の亜炭層の変位量と一致し、かつ、椎谷層中の火山灰質砂岩層の変位量とも調和すること、（４）安田層中には、黒褐色亜炭層が認められ、その層厚は、断層面の東西両側、トレンチの南、北側壁を通じて、約一メートルあり、同一時期にほぼ水平に堆積したものであると考えられるところ、その変位量は、約一二〇センチメートルであり、椎谷層の上限及び椎谷層中の火山灰質砂岩層の変位量とも調和することに鑑みると、火山灰質砂岩層を基準として測定されるべきであり、その結果、椎谷層における変位量は、前記のとおり一四〇センチメートルとなる。（２）　被告は、椎谷層中の泥岩を鍵層として、椎谷層の変位量は、九〇センチメートルに過ぎないと断言するが、実際には、右の泥岩は、レンズ状に点在するのみであって、連続した層になっておらず、こうした地層を鍵層とすることはできない。また、寺尾断層のトレンチＡ南側壁面における椎谷層の層序、層厚の対比をしてみると、断層東側は、粗粒砂岩が二五センチメートル、石灰質砂岩が二五センチメートル、粗粒砂岩が四五センチメートル、泥岩が五センチメートル、中粒砂岩が一〇センチメートル、石灰質砂岩が一〇センチメートル、中・粗粒砂岩が二五センチメートルであるのに対し、西側は、東側に対応する粗粒砂岩及び石灰質砂岩が存在せず、粗粒砂岩が三〇センチメートル、泥岩が五センチメートル、中粒砂岩が七センチメートル、石灰質砂岩が五センチメートル、中・粗粒砂岩が二五センチメートル以上となっている。同断面における椎谷層泥岩層から同層上限面までの層の厚さは、断層面東側では九〇センチメートルであるのに対し、同西側では四〇センチメートルとなり、同様に椎谷層泥岩層から安田層亜炭層までの層の厚さは、断層面東側では一八〇センチメートルであるのに対し、同西側では一三〇センチメートルとなっており、椎谷層における泥岩層を鍵層とすると、上下の地層の層序、層厚について、断層面の両側で一致しない。
更に、トレンチ南側壁面と北側壁面とを比較してみると、トレンチ南側壁面における椎谷層には、泥岩層と泥岩層との間に二層の石灰質砂岩層があるのに対し、同北側壁面における椎谷層には、一層の石灰質砂岩層が認められるに過ぎず、南面と北面はわずか一・二メートルしか離れていないものであることに照らすと、被告が鍵層とした泥岩層が基準となり得ないことが判明する。
（３）　被告は、構造性断層と地すベり性断層の区別として、構造性断層は、下から枝分かれするが、地すベり性は上から枝分かれするところ、寺尾断層は、上から枝分かれしているので地すベり性であるとも主張するが、地滑り性の一般的形状は、下から枝分かれするものであり、また、上から枝分かれする構造性断層も多く認められているのであって、断層の枝分かれの形態で、構造性断層と地すベり性断層を区別することは到底できないのであって、被告の右主張は、独自の見解といわざるを得ない。
５　滝谷断層
刈羽村の滝谷地区では、西山層と番神砂層が断層で接している露頭があり、これは、真殿坂断層の活動が番神砂層堆積後も続いていることを示唆するものである。被告は、これについても地滑り性と断定しているが、その判断は、ポーリングやトレンチ調査によるものではなく、地表の露頭調査からの推定に過ぎず、事実を正確に把握していない。
６　α、β断層及び真殿坂断層の活動性
本件原子炉施設の直下には、原子炉建家の西側にα断層が、中央部にβ断層があるが、走向が北東から南西方向、鉛直に近い東落ちの正断層で、落差は、α断層が一メートル、β断層が七〇センチメートルある。両断層とも数センチメートルの断層粘土を伴っており、断層中心から数メートル幅に枝分かれした断層が無数に見られ、その全体が構造的な弱線を構成している。β断層は、西山層とともに安田層を切っているが、α断層は、西山層を切っているが、安田層は切っていない。本件原子炉施設の敷地周辺は、前記のとおり、活摺曲地帯、地震多発地帯に属し、また、敷地の内外に無数の番神砂層、安田層を切る断層が存在していることに鑑みると、α、β断層の主断層と目される真殿坂断層によって地震が発生する可能性があり、その結果、本件原子炉直下にあるα、β断層が再活動し、本件原子炉施設の支持基盤が上下、左右にずれ、支持基盤を崩壊させる危険性がある。こうした地殻構造運動に基づく支持基盤の破壊を未然に防ぐことは人類の力では不可能であり、また、支持基盤の破壊による原子炉施設の被害発生を防ぐことも現在の工学水準では到底不可能である。原子炉施設の支持基盤の破壊は、各施設の破壊、同時的機能停止をもたらし、その結果、疑いもなく炉心溶融事故、蒸気爆発、水素爆発による圧力容器、格納容器の破壊を生じさせる。原子炉建家が一体の剛構造であるため、建物の破壊が当面なかったとしても、原子炉建家とタービン建家を結ぶ冷却水パイプ等の配管の破断や損傷は大いにあり得るといえる。その際、ＥＣＣＳ等の安全装置が作動し、事故が収束するか否かは未経験の事態である。しかしながら、本件安全審査においては、本件原子炉施設の直下断層が再活動をした場合の対策等について全く検討されていないのが実情である。
五　震源断層の評価及び耐震設計の誤り
１　周辺の主要断層


本件原子炉施設の敷地周辺の地質構造は、著しい摺曲構造を示しており、背斜と向斜が北北東から南南東方向に交互に連なり、中央油帯の東翼部には気比ノ宮断層、西翼部には常楽寺断層、長嶺背斜と後谷宮川背斜の間には真殿坂断層、後谷宮川背斜の西翼には椎谷断層がある。本件原子炉施設の耐震設計においては、本件原子炉施設に昀も近い真殿坂断層が番神砂層を切る断層露頭を現しているにもかかわらず、これを地すベりとみなし、また、他にも、構造運動と関係すると考えられる安田層、番神砂層を切る断層についても地すベりとみなして、検討しておらず、気比ノ宮断層の一部区間と常楽寺断層について過少評価して検討しているに過ぎないが、こうした調査や判断は、予断と偏見に基づくものである。本件安全審査においては、断層の認定について、地形的にリニアメントが見られるか否かが判断基準とされているが、明治以降に日本で発生した地震断層は一〇回あるところ、リニアメントが見られるのは、一八九一年の濃尾地震及び一九一二〇年の北伊豆地震の際のＡ級活断層、一八九六年の陸羽地震、一八九四年の庄内地震及び一九七四年の伊豆半島地震の際のＢ級活断層であり、一九七八年の伊豆半島近海地震、一九四五年の三河地震、一九二七年の北丹後地震、一九二五年の丹馬地震及び一九四三年の鳥取地震の際のＣ級活断層には、リニアメントは見られず、Ｃ級活断層を地形学的に判別することは、困難といわれている。また、近時各地で活断層のトレンチ調査が進められ、地震の再来周期や一回の断層運動での変位量が測定されており、明確なりニアメントの確認できる活断層は、再来周期と昀終地震の発生時期から将来の地震の発生がある程度は予測できるようになってきているため、Ａ、Ｂ級活断層は素性が分かり、地震に対して準備可能な断層といえるが、リニアメントの確認できないＣ級活断層は、地震が起こって始めて存在が確認できるものであり、調査が困難で始末に負えない存在であるといえる。そして、そのＣ級活断層が明治以降半数の地震断層を出現させている事実は不気味であり、これを無視した本件安全審査は不合理である。
２　気比ノ宮断層について
（一）　信濃川左岸の中央油帯丘陵西翼部にある気比ノ宮断層は、南蒲原郡＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞までの三八・五キロメートルの長さを有する活断層である。本件安全審査においては、長岡市＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞までの南部区間には、信濃川河岸段丘の傾斜やリニアメント、過摺曲構造が認められないことから、中之島村＜地名略＞から長岡市＜地名略＞までの北部区間のみを活断層と認め、同断層の長さは一七・五キロメートルとされているが、南部区間には河岸段丘それ自体が存ぜす、また、南部区間は、沖積層で覆われでいるため、過摺曲構造を示す地層が地表からは確認できないに過ぎない。過摺曲構造だけでなく、撓曲構造の存在もまた、地下での断層を推定させるものであるが、南部区間にも、地層が六〇度、七〇度もの傾斜を示す撓曲帯の箇所が、長岡市＜地名略＞、越路町＜地名略＞、柏崎市＜地名略＞等に何箇所もあり、南部区間における気比ノ宮断層の存在を推定させ、また、雲出より北に位置する鳥越に四〇〇ないし五〇〇メートルの断層（灰爪層上限）、雲出付近には、寺泊層上限面で五〇〇メートルの落差の断層があるが、かような大きな断層の存在は、南部区間にも北部区間に続く断層が存在することを推定させる。
（二）　右のように気比ノ宮断層は、南部区間を含めて長さは三八・五キロメートルに及ぶものであり、それが地震を起こした場合のマグニチュードは七・五と想定される。これによる本件原子炉施設の支持基盤に加わる昀大加速度は、同断層からの距離が九・五キロメートルであることに鑑みると、五三〇ガルとなる。仮に、同断層の長さを三〇キロメートルとしても、本件原子炉施設の支持基盤に加わる昀大加速度は四六〇ガルとなる。
３　常楽寺断層について
（一）　常楽寺断層の北部区間（出雲崎町＜地名略＞から西山町＜地名略＞）は、魚沼層群の摺曲構造が連続することや、地形的に丘陵の尾根の高度が不連続であること、丘陵内の谷幅が急変することなどから、容易にその存在が確認できる。そして、西山町＜地名略＞等の露頭で、安田層の下位に位置する大坪層が無数の断層によってズタズタにされていることは、常楽寺断層の活動は現在も続いていることの証左である。
（二）　常楽寺断層の南部区間（西山町＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞）には、上記の魚沼層群が存在しないため、同地層の摺曲構造は確認できないが、魚沼層群の下位に位置する灰爪層の摺曲は連続して追跡できるし、山地と平野が直線的に連続している場合、その境界は新しい活断層であることが多いところ、柏崎市＜地名略＞から平井までの間は、地形的に山地と平地が直線的となっており、同地区にも常楽寺断層が続いているというべきであり、常楽寺断層は、中央油帯丘陵西縁部に連なり、出雲崎町＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞までの長さ二四キロメートルに及ぶ活断層である。
（三）　したがって、常楽寺断層は、延長二四キロメートルの活断層というべきであり、これによる地震はマグニチュード七・一となり、本件原子炉施設の支持基盤に加わる昀大加速度は、五〇〇ガルと想定される。
４　真殿坂断層について


（一）　真殿坂断層は、出雲崎町＜地名略＞から鯖石川河口までの二一キロメートルに及ぶ活断層である。真殿坂断層の北部区間の断層線上では、尾根部に窪地（ケルンコル）が連なっている。また、断層活動による番神砂層の軟弱化を裏付けるようにこの線上に集中豪雨による山崩れが集中して発生し、その線上の平野部は、水田が底無しの深田となっている。また、道路の断層線と交わった箇所は、異常に陥没しており、南部区間の砂丘では、断層線上の陥没地形を裏付けるように窪地が連なっている。真殿坂断層の活動が現在まで続いていることは、刈羽村＜地名略＞の真殿坂断層上の露頭に、西山層から古砂丘までを切る滝谷断層があること、本件原子炉施設敷地内の古砂丘に見られる断層が真殿坂断層上で逆断層となっていることなどからも明らかである。本件安全審査においては、真殿坂断層を刈羽村＜地名略＞を南限とする一四キロメートルの断層と認定し、空中写真判定によってもリニアメントが見られないことから活断層としての評価をしていないが、一般に活動度の高いＡ級活断層に比べて活動度の劣るＢ級、Ｃ級活断層は、変位の基準となる地形面が乏しいことや、断層による変位が山地の浸食速度と同等か又は劣るため、空中写真の判定によって活断層を発見することはそもそも困難であるから、本件安全審査の評価は不合理である。
（二）　真殿坂断層が震源となった場合、それによる地震はマグニチュード七・〇となり、本件原子炉施設の支持基盤に加わる昀大加速度は、同断層からの距離が一一・二キロメートルであることに鑑みると、五二〇ガルとなる。
５　椎谷断層について
椎谷断層は、石油関係資料によると魚沼層群を切っているのであるから、空中写真によりリニアメントが認められず、また、断層露頭がないことのみをもって、同断層の第四紀後期の活動を否定することはできない。また、椎谷断層の陸上部の位置は、出雲崎町＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞までの約一三キロメートルであるが、椎谷より西は海中となるため、陸上での観察が不可能であるが、実際には、椎谷断層は、椎谷より西の沖まで延びているというべきである。
６　本件原子炉施設の安全性の欠如
本件原子炉施設の格納容器、原子炉緊急停止装置、ほう酸水注入装置といった安全対策上重要な施設は、昀大加速度四五〇ガルの地震に対して機能を保持できるに過ぎないところ、気比ノ宮断層等によって、昀大加速度五〇〇ガル以上の地震が襲う可能性が十分あり、その場合には、本件原子炉施設の格納容器、ＥＣＣＳ、計測制御系システム等は機能を喪失し、本件原子炉施設は機能を維持し得ない。地震による外力は、原子炉施設の多重防護の安全機能を同時的に無効ならしめ、大きな事故を引き起こす可能性があり、本件原子炉施設における耐震設計は安全とはいえない。
六　小括
以上のとおり、本件原子炉施設の自然的立地条件は、極めて劣悪であり、本件原子炉施設の耐震設計は想定される地震に対して到底安全性を保障できるものではないから、本件処分は、規制法二四条一項四号要件に違反する。第四　本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性の欠如
一　はじめに
１　立地審査指針は、原則的立地条件として、「原子炉は、その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること。」、「原子炉の敷地は、その周辺を含め、必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること。」も必要であるとし、更に、万一の事故時にも、公衆の安全を確保し、かつ原子力開発の健全な発展を図ることを基本方針として、「ａ敷地周辺の事象、原子炉の特性、安全防護施設等を考慮し、技術的見地からみて、昀悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大な事故（以下、重大事故という。）の発生を仮定しても、周辺の公衆に放射線障害を与えないこと。ｂ更に、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（以下「仮想事故」という。）（例えば、重大事故を想定する際には効果を期待した安全防護施設のうちのいくつかが作動しないと仮想し、それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの）の発生を仮想しても、周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと。ｃなお、仮想事故の場合には、国民遺伝線量に対する影響が十分に小さいこと。」を、立地審査指針によって達成しようとする基本的目標とする旨宣言している。２　原子炉施設においては、万一の事故時に備えて十分な立地条件が要求され、そのことは、規制法二四条一項四号の適合性を判断するに際しての欠くことのできない重要な要件であるところ、本件安全審査においては、「重大事故」、「仮想事故」として、冷却材喪失事故及び主蒸気管破断事故を想定し、これに基づいて災害評価を行い、その結果、本件原子炉の災害評価は、立地審査指針が定める原子炉立地審査指針を適用する際に必要な暫定的な判断のめやす（以下「めやす線量」という。）に比べて十分に小さく、原子炉立地審査指針の要求する立地条件を十分満足するものになっている旨判断されたが、本件安全審査における「重大事故」、「仮想事故」の内容、事故の経過は、以下のとおり、極めて非科学的、恣意的、御都合主義的であり、その災害評価も著しく過少なものといわざるを得す、立地審査指針が要求する立地条件は何ら満たされていない。
二　本件災害評価の恣意性
１　一般に、原発事故の災害評価は、（１）昀悪の事態として、原子炉のどんな事故、破壊を想定するか、（２）その場合、環境中にどの程度の放射線が放出され、どの程度離れた人がどの程度の放射線を浴びるか、（３）右被害を容認し得るかという分析方法に基づいて行われるから、重大事故、仮想事故の決定は、当該原発の「万一の事故」に際し、いかなる地域にいかなる災害を与えるのかを分析する上で、その出発点となるものであり、その内容、事故の経過は、自然法則に基づいた客観的かつ明白なものでなければならないし、災害評価の前提としての事故選定及び事故解析は、昀高の科学、技術水準に基づいて正当で納得のいくやり方で行われなければならない。


しかしながら、本件安全審査においては、災害評価に当たり、重大事故、仮想事故として、冷却材の喪失が昀大となる冷却材再循環配管一本が瞬時に完全破断し、格納容器内に放射性物質が放出される事故としての冷却材喪失事故、冷却材の流出量が昀大となる主蒸気管一本が瞬時に完全破断し、直接格納容器外に放射性物質が放出される事故としての主蒸気管破断事故が想定され、その場合の事故解析評価を試みているが、どのような場合でも結局のところ、ＥＣＣＳ、圧力容器、格納容器の健全性が絶対的な前提とされており、炉心溶融、圧力容器溶融、格納容器の土台コンクリートの分解、破壊等という昀悪の事故など絶対に起こり得ないと一方的に決めつけており、一方的な前提の下で一定の解析がなされているに過ぎず、科学的合理性もなく、重大事故、仮想事故の定義にさえ相反する恣意的な事故想定といわざるを得ない。
２　本件原子炉で想定されている冷却材再循環配管の破断が生ずると、圧力容器内の冷却水が破断口から格納容器の中に流出し（昀大級の破断事故が発生すれば、この間五ないし一〇秒程度しかかからない。圧力の急激な減少を伴うこの時期をブローダウン期という。）、その結果、炉内の核分裂反応は停止するが、燃料棒内の余熱と「死の灰」の崩壊熱が、燃料棒内の温度を上昇させる（燃料棒内の余熱は、約一五〇〇万キロカロリーで約三〇トンの水を蒸発させるに足りるものであり、「死の灰」の崩壊熱は、原子炉停止直後は、約二三万キロワットであり、時間とともに減少していくが、二ないし三分間の発熱量は、燃料棒の余熱の量に匹敵する。）。これによって、燃料被覆管の温度も上昇し、五〇秒後には、摂氏一一〇〇度に達し、燃料被覆管のジルコニウムと水が反応しで、水素ガスを発生し、これが第三の熱源となる。第三の熱源は、ジルコニウムの温度上昇とともに加速度的に上昇し、事故開始数分後には、燃料被覆管の融点である摂氏一八〇〇度、燃料ペレットの融点である摂氏二八〇〇度をも超え、炉心全体が溶融し、圧力容器の底に落下する。その結果、圧力容器底部にかなりの水があった場合には、水蒸気爆発を発生させて圧力容器、格納容器を破壊し、炉心内の「死の灰」の大部分が環境外へ放出される。また、水蒸気爆発が発生しなくとも、炉心溶融物は、圧力容器底部を一瞬のうちに溶かし、圧力容器溶融物とともに格納容器底部に落ち込み（メルトスルー）、この際、格納容器隔離弁が作動しなければ、「死の灰」は環境に放出されることになる。そして、メルトスルーが発生し、大量の溶融物が格納容器底部の大量の水と接触すれば、二〇〇気圧を超える蒸気爆発を起こし、格納容器を破壊する。また、蒸気爆発によって、撒き散らされた大量の溶融物によって、金属と水の反応が爆発的に進行し、大量の水素を発生させ、水素爆発を起こすなどして、格納容器を破壊する。さらに、格納容器の底部に落ち込んだ溶融物は、格納容器基礎のコンクリートを溶かし、地下へと沈んでいくチャイナ・シンドロームを発生させる。３　本件原子炉で想定されている冷却材再循環配管の破断等がもたらす「圧力容器の空炊き現象」は、ＥＣＣＳの有効な作動及び圧力容器の健全性が確保されなければ、冷厳なる自然法則に支配され、確実に右のとおりの炉心溶融現象を生み出すから、本件原子炉において想定されなければならない昀悪の事態は、炉心溶融と、それによって炉心内に貯蔵されている放射性物質の相当部分が環境内に放出される事態をいうべきである。
三　昀悪の事態における被害の甚大性
１　ブルックヘブン報告書
昭和三二年、米国プルックヘブン国立研究所は、原発事故損害補償を定めるプライス・アンダーソン法の補償上限金額を算定する根拠として、本件原子炉の七分の一の出力一六万キロワットという小規模原発を用いた原発事故の被害想定の研究を行い、炉心内の「死の灰」の半分が大気内に放出され、大気に逆転層があると、三四〇〇人が早期に死亡し、四万三〇〇〇人が急性の放射線障害に罹り、財産上の損害は、七〇億ドルに上ると報告した（プルックヘブン報告書、文書番号ＷＡＳＨ七四〇）。そして、同三九年、原発の大型化を理由に右報告の改訂が行われ、その結果、早期の死亡者は四万五〇〇〇人、急性放射線障害の罹患者は七万人、被害の及ぶ範囲はペンシルヴェニア州に匹敵すると報告された。
２　ラスムッセン報告
昭和五〇年、米国原子力委員会は、ラスムッセン報告（文書番号ＷＡＳＨ一四〇〇）を公表したが、同報告は、一〇〇万キロワット級原発において、大気中に一〇〇パーセントの希ガス、九〇パーセントのヨウ素、五〇パーセントのセシウム一三七、九〇・六パーセントのストロンチウム九〇が各放出されるという昀悪事故を想定し、早期の死亡者は三三〇〇人、急性放射線障害の罹患者は四万五〇〇〇人、晩発性障害者は二四万八〇〇〇人、財産の損害は一四〇億ドルに達すると報告した。しかし、同五二年、「憂慮する科学者同盟」は、ラスムッセン報告に対する批判を行い、早期の死亡者は三万三〇〇〇人、癌等の晩発性の死亡者は実に二七万人となると修正した。
３　原子力産業会議の報告
我が国においては、昭和三四年、科学技術庁の委託を受けて、原子力産業会議が「大型原子炉の事故の理論的可能性及び公衆損害に関する試算」を報告した。同報告は、原発事故は予期しない形で発生し、その発生確率は本質的に予測不可能であり、安全審査で想定された事故よりさらに大規模な災害を与える事故も起こり得るとの発想を前提にし、死者に対する損害金を八五万円、農村の立退料を三五万円と著しく過少に評価しているにもかかわらず、当時の価額として、一兆円を超える災害が発生すると報告した。
４　チェルノブイル事故


本件安全審査における仮想事故の解析結果では、核分裂生成物の大気中の放出量は、希ガス約七六万キュリー、ヨウ素約二六〇〇キュリーとされているが、チェルノブイル事故では、炉心のほとんどが溶融し、外界へ放出された放射性物質は、六億キュリー以上に及び、原発周辺はもとより国境を越えて全世界的規模で深刻な災害をもたらしたが、これが原発大事故の現実である。この事故によって、少なくとも半径三〇キロメートルの範囲の土地は放射線の被害のために無人化され、その範囲は拡大しつつある。本件原子炉を含めて、我が国の原発は、諸外国の原発と比して敷地面積が狭小であり、周辺の人口密度も高く、人口密集地帯が原発に近いので、原発事故が発生した場合の被害や影響は、旧ソ連の比ではない。本件安全審査に用いられた立地審査指針には、原子炉周辺に設けられるべき「非居住区域」の範囲を決めるめやす線量として、二五レムという著しく高い値を採用しているが、この不当なめやす線量をもってしても、本件原子炉において、チェルノブイル事故と同程度の事故を想定すれば、「非居住区域」は、半径三〇キロメートルの範囲をとらなければならなくなる。
５　本件原子炉大事故時の災害評価
本件原子炉の冷却材が喪失し、かつ、ＥＣＣＳが故障して、炉心溶融が起き、格納容器内で水蒸気爆発が発生し、格納容器が破壊され、外部に放射性物質が出るというシビアアクシデントを想定し、（１）放射性物質放射量は、希ガスが一〇〇パーセント、ヨウ素が六〇パーセント、セシウムが三〇パーセントとすること、（２）気象条件は、二種類を想定し、風向きが東京方面で、風速毎秒三メートル、大気安定度Ｄ、晴天で放出高度二〇〇メートルの場合と、風向きが新潟方面で、風速毎秒二メートル、大気安定度Ａ、雨天で放出高度〇メートルの場合とすること、（３）平成二年の国勢調査資料によって、人口を確定し、現実に起こり得る避難は前提としていないこと、（４）被曝経路は、雲から直接放射線が当たる外部被曝、放射性物質が地表面に降下した場合の放射線による外部被曝、汚染をした空気を吸うことによる内部被曝の三経路であり、汚染した水や食品を摂取することによる内部被曝を除外することの各設定条件下で、本件原子炉大事故時の災害評価をすると、東京方面では、総被曝量は大きく、晩発性障害の影響が大きく、早期の死亡者が七〇〇〇ないし九〇〇〇人、急性放射線障害者が約六万人（ほとんどが新潟県内の住民である。）であり、総被曝線量が四・二億人レムとなり、四〇万人の癌死者、甲状腺癌患者は一六万人で、そのうち一万六〇〇〇人が致死性のものと予想される。また、新潟方面では、死者が多く総被曝線量は限られ、早期の死亡者が六、七万人、急性放射線障害者が約二五万人（ほとんどが柏崎、刈羽、西山、出雲崎の住民である。）であり、総被曝線量が一・四億人レムとなり、一四万人の癌死者、甲状腺癌患者は一万四〇〇〇人で、そのうち一四〇〇人が致死性のものと予想される。しかしながら、本件災害評価においては、右のようなシビアアクシデントについて、何らの検討もしていない。
四　めやす線量の不合理性
立地審査指針は、非居住区域設定のための目安として、甲状腺（小児）被曝について一五〇レム、全身被曝について二五レム、低人口地帯設定のための目安として、甲状腺（成人）被曝について三〇〇レム、全身被曝について二五レムをそれぞれ考慮し、人口密集地帯までの離隔の目安として、外国の例から二〇〇万人レムを参考とすることを求めている。しかしながら、昭和三九年に定められた立地審査指針自身が、これらのめやす線量について、「行政的見地から定めたものであるが、とくに放射線の生体効果、国民遺伝線量等については、まだ明確でない点もあるので、今後とも我が国におけるこの方面の研究の促進をはかり、世界のすう勢をも考慮して再検討を行うこととする。」、「甲状腺及び全身以外のものが障害の見地から重要となる場合には、別途考慮することが必要である。」などと指摘し、必ずしも確定的な数値でないことを自認しているばかりか、近時、国際放射線防護委員会が一般住民や作業従事者の被曝限度を大幅に引き下げする勧告を行い、立地審査指針作成時の一般住民の被曝限度が年間〇・五レムであったものが、今や、その五分の一の〇・一レムになっている。このように線量値に対する認識の変化は、広島や長崎の被爆者データを基にして見直されてきた結果であり、不明であった放射線の影響が徐々に解明されてきた証左である。もはや、全身被曝二五レム、小児甲状腺被曝一五〇レムが放射線障害を与えない線量とは到底いえないのであり、また、立地審査指針が放射線障害の中に癌をも組み込んでいるのであれば、そもそもしきい値がなく、めやす線量等を考慮することはできないというべきである。したがって、このような過大な線量値を定めている立地審査指針自体不合理である。
五　小括
以上のとおり、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性は欠如しているというべきであるから、本件処分は、規制法二四条一項四号要件に違反する。
第五　防災計画の無審査
原子炉施設は、ＴＭＩ事故のような大量の放射性物質を放出する大事故が発生した場合、原告ら周辺住民の安全確保は、避難によって図るしか術はなく、現実に、ＴＭＩ事故においては、一〇万人にも上る人々が実際に避難し、二五マイル以内の全住民の避難計画が検討されたことに鑑みると、原子炉設置に際して、事故発生時に放射線被曝を受ける範囲の住民が、安全に退避するための十分な防災計画が策定され、原子炉設置許可に際して行われる安全審査に当たっては、災害の防止上支障がないことの重要な要件として審査されなければならない。しかるに、本件安全審査においては、事故に対する住民避難防災計画は、全く審査されていないものであり、本件処分は、規制法二四条一項四号要件に違反する。
第七節　結論
以上のとおり、本件処分には取り消されるべき違法事由があるので、原告らは、内閣総理大臣の訴訟承継人である被告に対し、本件処分の取消しを求める。
第二章　被告の主張
第一節　原告らの主張に対する認否
第一　原告らの主張第一節（原告らの地位）のうち、原告らが本件原子力発電所の設置場所である新潟県柏崎市及び刈羽郡＜地名略＞並びにその周辺市町村に居住する者であることは認め、その余は否認ないし争う。
第二　同第二節（本件処分の存在）は認める。


第三　同第三節（本件訴訟における司法審査のあり方）は争う。第四　同第四節（本件処分の手続的違法）のうち、第一（本件原子炉に係る安全性に関する事項の審査手続の経過）は、被告の主張第四節第一（手続的適法性の存在）の事実の限度で認め、これに反する部分は否認し、第二（本件安全審査における構造的瑕疵）、第三（本件安全審査における個別的瑕疵）は争う。第五　同第五節（本件処分の実体的違法その一）は争う。第六　同第六節（本件処分の実体的違法その二）について一　同第一款（放射線の危険性）は、被告の主張第六節第一（原子力発電の有する潜在的危険性とその安全性の確保）記載の事実の限度で認め、これに反する部分は否認ないし争う。
二　同第二款（本件原子炉施設の危険性）について
１　間第一（平常時被曝の危険性）について
（一）　同一（平常運転時における被曝評価方法の不合理性）及び同二（放射線管理システム）は、被告の主張第六節第二の一（本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策に係る安全性）の事実の限度で認め、これに反する部分は否認ないし争う。
（二）　同三ないし八は争う。
２　同第二（本件原子炉の工学的危険性）について
（一）　同二３（二）（３）のうち、敦賀原発一号炉及び福島第一原発一号炉の燃料集合体にピンホールやひび割れが発生したことは認める。（二）　同五４（一）のうち、ＥＣＣＳ安全評価指針には、（１）燃料被覆管温度の計算値の昀高値は、摂氏一二〇〇度以下でなければならない（基準（１））、（２）燃料被覆管の全酸化量の計算値は、酸化前の燃料被覆管の厚さの一五パーセント以下でなければならない（基準（２））、（３）炉心で、燃料被覆管が水と反応して発生する水素の量は、格納容器の健全性を確保するために十分低くなければならない（基準（３））、（４）炉心形状の変化を考慮して、長半減期核種の崩壊熱の除去が長期間にわたって行われることが可能でなければならない（基準（４））という四項目が示されていることは認める。
（三）　同七冒頭事実のうち、安全設計審査指針が、格納容器バウンダリを冷却材喪失事故時に圧力障壁となり、かつ、放射性物質の放散に対する障壁を形成するように設計された範囲の施設をいうと定義づけ、機能として、想定される配管破断による冷却材喪失事故に際して、事故後の想定される昀大エネルギー放出によって生じる圧力と温度に耐え、かつ、出入日及び貫通部を含めて所定の漏洩率を超えることがないように働くものと期待し、また、通常運転時、運転時の異常な過渡変化時、保修時、試験時及び事故時において、脆化的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であることを要求していることは認める。（四）　同八のうち、他の原発において、原告ら主張のポンプ、弁の故障事例が発生したことは認める。
（五）　同九１について
（１）　同（一）のうち、昭和五六年一月一〇日、敦賀原発一号炉（沸騰水型原子炉）の冷却系Ｂ系列第四給水加熱器胴体部分の溶接部分に生じたひび割れから放射性物質が漏洩したため、同月一四日、漏洩箇所のひび割れ部分に当て板を溶接して補修したが、更に、同月二四日右漏洩箇所から放射性物質の漏洩があり、補修したこと（（１）ア）、同月一九日、敦賀原発一号炉の放射性廃棄物処理建家内濃縮廃液貯蔵タンク二基の配管つけ根部分に穴があき、同箇所から放射性廃液が漏洩する事故があったこと（（２）ア）、同年三月七日ころ、放射性廃棄物処理旧建家内のフィルタースラッジ貯蔵タンクから放射性廃液がオーヴァーフローし、同建家内に流出した結果、廃液の一部が洗濯廃液濾過装置室床下にある一般排水路に漏洩したこと（（３）ア）は認める。
（２）　同（二）のうち、昭和六〇年五月三一日、本件原子炉施設のタービン建家地下二階にある復水器Ｂ系統の循環水配管から約七トンの海水が放射線管理区域である同建家内に漏洩する事故が発生したこと、復水器入口循環水配管の外面に取り付けられている吊りピースの取付け隅肉溶接部と管壁との境界部に貫通孔があり、管壁の外面で径約二センチメートル、内面で径約七・五センチメートルと円錐状に欠損していたことは認める。
（３）　同（三）のうち、昭和六四年一月、福島第二原発三号炉（沸騰水型原子炉）の再循環ポンプに異常振動が発生したこと（（１））は認める。（４）　同（至）のうち、平成三年二月九日、美浜原発二号炉（加圧水型原子炉）の蒸気発生器伝熱管が損傷したこと（（１））は認める。（六）　同九２（一）のうち、（１）ないし（３）の各事実、（４）のうち、二分二秒後、炉内圧力低下により、ＥＣＣＳの一つである高圧注水系が自動起動し、原子炉内に注水を開始したこと、運転員は、圧力調整が不能となることを恐れ、手動でポンプを停止し、流量を絞ったこと、（７）のうち、原子炉の炉心が損傷したこと、（８）のうち、二時間二〇分後、運転員は、加圧器逃し弁の開放固着に気付き、加圧器逃し弁の元弁を手動で閉じたこと、（１０）のうち、希ガスの環境への放出量が約二五〇万キュリーと報告されていること、（１３）のうち、ヨウ素一三一の環境への放出量が約一五キュリーと報告されていることは認める。（七）　同九３のうち、（一）（１）の前段の事実、（二）（１）ないし（７）の各事実はいずれも認める。
（八）　同第二のその余の事実は、被告の主張第六節第二の二（本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性）記載の事実の限度で認め、これに反する部分は否認ないし争う。
３　同第三（本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全性の欠如）のうち、一２の事実は認め、その余の事実は、被告の主張第六節第二の三（本件原子炉施設の自然的立地条件に係る安全性）の事実の限度で認め、これに反する部分は否認ないし争う。
４　同第四（本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性の欠如）について（一）　同一１の事実は認める。


（二）　同ニ１のうち、本件安全審査においては、災害評価に当たり、重大事故、仮想事故として、冷却材の喪失が昀大となる冷却材再循環配管一本が瞬時に完全破断し、格納容器内に放射性物質が放出される事故としての冷却材喪失事故、冷却材の流出量が昀大となる主蒸気管一本が瞬時に完全破断し、直接格納容器外に放射性物質が放出される事故としての主蒸気管破断事故が想定されたことは認める。（三）　同第四のその余の事実は、被告の主張第六節第二の四（四件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性）記載の事実の限度で認め、これに反する部分は否認ないし争う。
５　同第五（防災計画の無審査）は争う。
第七　同第七節は争う。
第二節　本件訴訟における司法審査のあり方
第一　本件訴訟の審理、判断の対象となる事項
本件訴訟は、規制法二三条、二四条の各規定に基づいて内閣総理大臣がなした原子炉設置許可処分の取消訴訟であるから、その審査の対象は、本件処分の違法性の存否、すなわち本件許可申請が規制法二四条一項所定の許可要件に適合するとした内閣総理大臣の判断における違法性の存否である。したがって、本件処分の違法事由として、裁判所の審理、判断の対象となる事項は、本件許可申請に対して内閣総理大臣が規制法二四条一項所定の許可要件について審査した対象事項に限定される。更に、取消訴訟においては、この訴訟制度の本質に由来して、処分の違法事由に関する主張制限の規定が置かれており（行訴法一〇条一項）、右制限規定によれば、本件訴訟における裁判所の審理、判断の対象となる事項は、規制法二四条一項三号所定の技術的能力に係る許可要件適合性及び四号所定の安全性に係る許可要件適合性の各審査の対象となる事項の中で、原告らの法律上の利益に関係する違法事由に係る事項に限定されることとなる。
一　行訴法一〇条一項の規定と本件訴訟の審理、判断の対象となる事項１　行訴法一〇条一項は、「取消訴訟においては、自己の法律上の利益に関係のない違法を理由として取消しを求めることができない。」と規定している。けだし、主観訴訟として位置づけられる取消訴訟は、取消判決によって違法な行政作用を排除し公益に資することを目的とするものではなく、被告行政庁の処分によって原告の被っている具体的権利、法的利益の侵害の救済を目的とするものである。このことから、取消訴訟において原告が主張し得る処分の違法事由は、自己の法律上の利益に関係のあるものに限られるのである。そして、ここでいう「自己の法律上の利益に関係のない違法」とは、被告行政庁の処分に存する違法のうち、原告の個人的権利、利益の保護を目的として行政権の行使に制約を課するために設けられたものとはいえない法規に違背したに過ぎない違法をいうのである。２　規制法二四条一項各号のうち、一号は「原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」との要件を、及び二号は「その許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと」との要件をそれぞれ定めているが、右各要件が定められた趣旨は、専ら、原子力の研究、開発及び利用を平和の目的に限り、かつ、原子力の開発及び利用を長期的視野に立って計画的に遂行するとの我が国の原子力に関係する基本政策に適合せしめ、もって広く国民全体の公益の増進に資することにあるのであって、原子炉施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的として内閣総理大臣の許可権限の行使に制約を課したものでないことは明らかである。
また、同項三号のうち、経理的基礎があることを要件とした趣旨は、原子炉の設置には多額の資金を要することに鑑み、原子炉の設置、運転等をするに足りる十分な資金的裏付けがあることを要するとしたことにあるのであって、これも原子炉施設の周辺住民等の個人的利益の保護を目的として内閣総理大臣の許可権限の行使に制約を課したものでないことは明らかである。
したがって、本件処分の要件のうち、規制法二四条一項一号、二号及び一二号のうち経理的基礎に係るものは、原告らの法律上の利益に関係しないのであるから、右各要件に係る違法事由は、本件取消訴訟の審理の対象となる余地のないものである。
二　原子炉設置許可に際しての安全審査の対象となる事項原子炉設置許可に際しての安全審査の対象となる事項については、原子炉設懺許可手続を原子力の利用に関する規制法における分野別安全規制の体系の中において、いわば横断的な観点から考察するとともに、右手続を発電用原子炉の利用に関する規制法及び電気事業法による段階的安全規制の体系の中において、いわば縦断的な観点から考察することが肝心である。そして、右考察に当たっては、発電用原子炉の利用に係る安全確保のための行政規制の法的性質及び機能についての検討が有益なことはいうまでもない。
１　発電用原子炉の利用に係る安全確保のための行政規制の法的性質及び機能（一）　原子力施設に限らず、一般に潜在的な危険性を有する各種の産業設備の安全確保は、本来、当該設備の取扱いに直接携わる者、すなわち、その設計及び製造・建設・設備並びに運転・操業等をする者（設置者等）がその責任を負担すべきものであることはいうまでもない。
ところで、国が公共の安全の確保の観点から、産業設備の設置等に関し一定の規制を行う例は少なくないが、そのような場合であっても、当該産業設備について第一次的な安全確保の責任を負担する者が設置者等であることに変わりはないのである。右の行政上の規制は、あくまでも、設置者等の右のような責任の存在を前提としつつ、公共の安全の確保に資するとの観点から、設置者等の行動の自由に一定の制限を加えるという方法によって、安全の確保に対し間接的に機能することが要請されているに過ぎないのである。そして、行政上の安全規制の方法や内容は、規制の権利制限的な性質に鑑み、右のような行政規制に要請された機能の達成に必要な限度で行われるべきものである。
（二）　そして、発電用原子炉の利用に係る安全確保のための行政規制は、その規制の対象の特質に鑑み、産業設備の安全確保に係る行政規制の中でも昀も厳格な分野別かつ段階的規制の方法が用いられ、安全確保に対して立法上手厚い配慮がなされているが、行政規制における右の基本的性質と何ら異なるところはない。すなわち、原子炉設置許可に際しての安全審査は、公共の安全の確保に資するとの観点から、当該申請に係る原子炉施設の設置に関する安全性の適否を審査することを目的とするのであって、もとより、右の安全審査を行うことによって、国が原子炉設置者の本来負担する第一次的な安全確保の責任を肩代わりしようとするものではなく、また、右の審査は、右の原子炉設置に係る安全規制に要請された機能の達成に必要な限度において行われるべきものである。
２　規制法における分野別及び段階的安全規制の体系と原子炉設置許可に際しての
安全審査の対象となる事項


（一）　原子力の利用に関する規制法における分野別安全規制の体系原子力の利用に関する規制法における安全規制の体系の特色は、核原料物質、核燃料物質及び原子炉の利用につき、これを各種分野に区分し、それぞれの分野の特質に応じて、それぞれの分野ごとに一連の所要の安全規制を行うという方法が採られているということにある。すなわち、同法は、（１）その第二章の各規定によって製錬の事業に関し、（２）第三章の各規定によって加工の事業に関し、（３）第四章の各規定によって原子炉の設置、運転等に関し、（４）第五章の各規定によって再処理の事業に関し、（５）第六章の各規定によって右各章の規定の適用を受けない核燃料物質等の使用等に関し、それぞれ一連の規制を行うこととし、これにより同法一条の所定の目的を実現しようとしているのである。したがって、右規制法が採用する法体系からすると、同法第四章所定の原子炉の設置、運転等に関する規制は、専ら原子炉設置の許可等の同章所定の事項をその対象とするものであって、他の各章において規制することとされている事項までをその対象とするものでないことは明らかである。
（二）　発電用原子炉の利用に関する規制法及び電気事業法による段階的安全規制
の体系
（１）　発電用原子炉の利用に関する規制法及び電気事業法による安全規制の体系の特色は、原子炉施設の設計から運転に至る過程を段階的に区分し、それぞれの段階に対応して原子炉設置の許可、工事計画の認可、使用前検査、同合格、保安規定の認可、定期検査等の規制手続を介在させ、これら一連の規制手続を通じて発電用原子炉の利用に係る安全確保を図るという方法による段階的安全規制の体系が採られていることにある。すなわち、（１）発電用原子炉を設置しようとする者は、内閣総理大臣の原子炉設置許可を受けた後においても、（２）工事に着手するためには、具体的な工事計画についての通産大臣の認可を受けなければならず（規制法二七条、七三条、電気事業法四一条）、そして、（３）原子炉の運転を開始するためには、ａ工事の工程ごとに通産大臣の使用前検査を受け、これに合格しなければならず（規制法二八条、七三条、電気事業法四三条）、また、ｂ保安規定を定め、これにつき内閣総理大臣の認可を受けなければならず（規制法三七条）、さらに、（４）運転開始時においても、一定の時期ごとに定期検査を受けなければならない（規制法二九条、七三条、電気事業法四七条）のである。（２）　また、右設置許可に係る安全審査は、発電用原子炉施設の詳細設計及びその建設、工事の前提となる基本的事項を確定し、これらに対して一定の枠付けを与えるという機能を有している。そして、次の詳細設計の段階においては、右の枠付けを前提として設計が行われ、当該詳細設計の当否につき具体的な審査を経て工事計画の認可を受けることとなり、原子炉の建設、工事は右認可に係る詳細設計に従って行われる。建設、工事に際しては、安全審査における枠付けの下で行われた詳細設計を踏まえて使用前検査が実施され、それに合格し、更に、保安規定の認可を受けた後でなければ、原子炉の運転を開始することはできない。要するに、規制法等による発電用原子炉施設の安全確保に関する行政規制の体系は、原子炉設置許可に際しての安全審査を土台として段階的に行われるのであり、それぞれの段階において、かつ、その全過程を通じて、所要の安全確保が図られているのである。
（３）　規制法が原子炉設置許可に際しての安全審査を土台としてその後の各行政規制の段階において、かつ、その全過程を通じて、所要の安全確保を図ることとしていることに照らすならば、同法は、原子炉設置許可の段階においては、専ら当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針のみを規制の対象とするのであって、後続の工事計画の認可、使用前検査、保安規定の認可並びに定期検査の各段階で規制される原子炉施設の詳細設計や具体的な運転管理に関する事項等が原子炉設置許可の規制の対象とならないことは明らかである。
（三）　原子炉設置許可において安全審査の対象となる事項以上のとおり、原子炉設置許可に際しての原子炉施設の安全審査においては、原子炉施設自体の安全性に直接関係する事項であって、かつ、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関する事項のみをその対象とすることとなるのであり、原子炉施設自体の安全性に直接関係」ない事項はもちろんのこと、原子炉施設自体の安全性に関係する事項であっても、その詳細設計や実際の運転管理に関する事項等は、原子炉設置許可の際の安全審査の対象とはならないのである。（四）　安全審査の対象についての原告らの主張に対する反論原告らは、原子炉設置許可における安全審査の対象を基本設計ないし基本的設計方針に限定することはできないのみならず、仮に限定し得るとしても、基本設計ないし基本的設計方針の概念があいまいであり、審査対象を弁別する基準とはなり得ない旨主張する。
しかしながら、原子炉設置許可に係る安全審査においては、原子炉施設自体の安全性に直接関係のない事項はもちろん、原子炉施設自体の安全性に関係する事項であっても、例えば、その詳細設計や実際の運転管理に関する事項のごときは安全審査の対象には含まれないのである。また、基本設計ないし基本的設計方針なる概念は、工学的分野に携わる者にとっては決してあいまいな概念ではなく、現に原子炉施設の設計においても、基本的事項を確定するための設計と当該設計を基礎とする実際の工事施工に必要なより詳細な設計が行われている。したがって、実際の設計等を行う場面において、基本設計ないし基本的設計方針とそれ以降の設計（詳細設計）等とが混同されるとか、不明確になるようなことはあり得ないから、原告らの右主張は失当である。
三　原告らの主張する違法事由のうち、審理、判断の対象外の事項
１　軍事転用に係る危険性に関する主張について


原告らは、本件処分は、本件原子炉から生じる使用済核燃料の再処理によって取り出されるプルトニウムについての軍事転用の危険性を防止する十分な保障がなされていないので、規制法二四条一項一号要件に違反する旨主張するが、同法同条項号に係る要件は何ら原告らの法律上の利益に関係がないものであり、原告ら主張の右要件に係る右違法事由は本件訴訟の審理、判断の対象とはならない事項であるので、右主張が失当であることは明らかである。また、使用済核燃科の再処理によって取り出されるプルトニウムについては、別途同法の第五章によって厳しく規制しているので、平和の目的以外に利用されることはない。２　「経理的基礎」に係る許可要件違背に関する主張について原告らは、本件処分に際し、原発災害時の生命、健康、財産の損失を補填する経理的基礎がないにもかかわらず、経理的基礎を認めたことは規制法二四条一項三号要件に違反する旨主張するが、同法同条項号のうち、経理的基礎に係る要件は、申請者の総合的経理能力及び原子炉設置のための資金計画を審査するものであることから、これは、原告らの法律上の利益に何ら関係のないものであり、したがって、原告ら主張の右要件に係る右違法事由は、本件訴訟の審理、判断の対象とはならない事項であるので、原告らの主張は失当である。また、万一、原子炉の運転により原子力損害が生じた場合、被害者を対象とする損害賠償は、原子力損害の賠償に関する法律によって行われることになっており、右経理的基礎に係る要件と右賠償問題とは関係がない。
３　温排水の熱的影響に関する主張について
原告らは、本件処分に際し、温排水について審査しなかったのは違法である旨主張するが、温排水自体は、火力発電所の発電設備など蒸気等を冷却するために水を使用する設備からは常に排出されるものであって、その熱的影響等の問題は、原子炉施設固有の問題ではないため、そもそも原子力の利用に係る固有の事項を規制の対象としている規制法においては規制の対象とされないものであり、このことは原子炉設置許可の申請書及び添付書類の記載事項を定めた規制法二三条二項、同法施行令六条二項、原子炉規則一条の二の各規定に照らしても明らかなところである。したがって、右の点は本件訴訟における審理、判断の対象とはならないので、原告らの右主張は失当である。
４　固体廃棄物の昀終処分に関する主張について
原告らは、本件処分に際し、本件原子炉の運転に伴って発生する固体廃棄物の昀終処分について審査しなかったのは、規制法二四条一項二号、四号要件に違反する旨主張する。
しかしながら、同法同条項二号の要件は、何ら原告らの法律上の利益に関係がないものであり、したがって、原告ら主張の右要件に係る右違法事由は、本件訴訟における審理、判断の対象とはならない。また、固体廃棄物に係る安全性に関する事項については、原子炉設置許可に際しての安全審査において、固体廃棄物の当該原子炉施設の敷地内における廃棄設備の構造等が災害防止上支障がないものかどうか等、原子炉施設自体の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関係のある事項が、規制法二四条一項四号の許可要件に適合するかどうかの観点から右審査の対象となるに止まるものであって、固体廃棄物の昀終処分に係る安全性の問題が右審査の対象に含まれるものではないことは、規制法等による発電用原子炉の利用に関する段階的安全規制の体系に照らして明らかなところである。したがって、右の点は本件訴訟における審理、判断の対象とはならない。
ちなみに、申請者が原子炉施設の一部として、固体廃棄物の昀終処分のための設備を設置しようとするのであれば、当該施設に係る安全性の問題が安全審査の対象となることはあり得るが、本件原子炉の設置許可申請者たる東京電力は、固体廃棄物を本件原子炉の敷地内に貯蔵、保管するための施設として固体廃棄物の廃棄設備を設置しようとするに過ぎないから、本件安全審査においては、右貯蔵、保管のための設備としてその安全性を審査すれば足りる。また、付言するに、原子力関係法令中における「廃棄」とは、必ずしも、原告らの主張するような昀終的な処分を意味するものではない。例えば、安全確保上適切な方法によって貯蔵、保管する等の措置を講じて管理することもまた、右にいう「廃棄」に該当するのである。このことは、放射性廃棄物の廃棄に関する措置について規定する原子炉規則一四条が、固体廃棄物の廃棄については、原則として、水の浸透しない腐食に耐える容器に封入して障害の防止の効果をもった廃棄施設に廃棄し、管理することを予定しており、海洋処分は、現段階では、あくまでも例外的な措置として予定しているに過ぎないことからも明らかである。したがって、同規則一条の二第二項九号が添付書類として放射性廃棄物の廃棄に関する説明書を要求しているのも、右に述べた意味での「廃棄」に係る事項についての審査資料とする趣旨に過ぎないものであって、固体廃棄物の昀終的な処分に係る安全性の問題が安全審査の対象であるとする根拠とすることもできない。
５　使用済燃料の再処理、輸送及び昀終処分に関する主張について原告らは、本件処分に際し、使用済燃料の再処理、輸送及び昀終処分について審査しなかったのは、規制法二四条一項二号、四号要件に違反する旨主張するが、同法同条項二号の要件は、何ら原告らの法律上の利益に関係がないものであり、したがって、原告ら主張の右要件に係る右違法事由は、本件訴訟における審理、判断の対象とはならない。また、使用済燃料に係る安全性に関する事項については、原子炉設置許可に際しての安全審査において、使用済燃料の当該原子炉施設の敷地内における貯蔵設備の構造等が災害防止上支障がないものかどうか等、原子炉施設自体の安全性に直接関係のある事項が、規制法二四条一項四号の許可要件に適合するかどうかの観点から右審査の対象となるに止まるものであって、使用済燃料の再処理及び輸送に係る安全性等原子炉施設自体の安全性に直接関わりのない事項については、右安全審査において審査すべき事項とされておらず、別途、同法第五章及び第六章において規制されることとなっていることは、規制法における原子力の利用に関する安全規制の体系に照らして明らかなところである。したがって、右の点は本件訴訟における審理、判断の対象とはならない。


付言するに、原子炉規則一条の二第一項五号において、規制法二三条二項八号の申請書の記載事項として、使用済燃料の処分の相手方及びその方法又はその廃棄の方法の記載を要求しているのは、規制法二四条一項一号の審査の観点から、使用済燃料の処分あるいは廃棄の方法について使用済燃料の非平和的利用への転用が十分防止されるものであるか否か、さらには同項二号の審査の観点から、使用済燃料の有効利用を積極的に推進するという国の方針に沿ったものであるかどうかを判断するという趣旨によるものであり、それ以上のものではない。また、右規定にいう「廃棄」が、必ずしも昀終的な処分を意味するものでないことは前記のとおりである。
６　廃炉に関する主張について
原告らは、本件処分に際し、廃炉について審査しなかったのは、規制法二四条一項二号、四号要件に違反する旨主張するが、同法同条項二号の要件は、何ら原告らの法律上の利益に関係がないものであり、したがって、原告ら主張の右要件に係る右違法事由は、本件訴訟における審理、判断の対象とはならない。また、廃炉に係る安全性に関する事項は、原子炉設置許可に際しての安全審査の対象となる事項とされておらず、別途、規制法三八条、六五条、六六条等によって規制されることとされていることは、同法等による発電用原子炉の利用に関する段階的安全規制の体系に照らし、明らかなところである。したがって、原告ら主張の右違法事由のうち四号の要件に係るものも本件訴訟における審理、判断の対象とはならない。
７　労働者被曝に関する主張について
原告らは、本件処分に際し、原発従事者の被曝について審査しなかったのは違法である旨主張するが、労働者被曝に関する問題は、本件原子炉施設の周辺住民であると主張するに止まる原告ら自らの法律上の利益に関係のない事項であることは明らかであって、右の点は、何ら原告らの法律上の利益に関係のない違法の主張として本件訴訟における審理、判断の対象とはならないので、原告らの右主張は失当である。
８　防災計画に関する主張について
原告らは、本件処分に際し、防災計画について審査しなかったのは違法である旨主張するが、原子炉設置許可に際しての安全審査は、申請に係る原子炉施設自体の基本設計ないし基本的設計方針に係る安全性に関係のある事項につき審査することであるから、防災対策に関係する事項が右安全審査の対象となる事項でないことはいうまでもなく、右の点は本件訴訟における審理、判断の対象とはならないので、原告らの右主張は失当である。ちなみに、防災対策については、災害対策基本法に基づき所要の対策が講じられることとなっている。
第二　本件取消訴訟における司法審査のあり方
一　原子炉設置許可の法的性格
１　本件処分は、その許可要件を定めた規制法二四条一項の規定の文言や許可要件の内容、性質に照らすと、その一号の「原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」との要件及び二号の「その許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと」との要件並びに三号のうち経理的基礎に係る要件の判断には、原子力行政に関係する広範な政策的裁量が伴うことは明らかであり、また、三号のうち技術的能力に係る要件及び四号の「原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質（使用済燃料を含む。以下同じ。）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること」との要件の判断には、極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断を要することも明らかである。
２　（一）規制法二四条一項三号のうち技術的能力に係る要件の審査に当たっては、主として原子炉施設による災害の防止を図るという観点から、原子炉を設置しようとする者が原子炉を設置するために必要な技術的能力及びその運転を適確に遂行するに足りる技術的能力を有するか否かを、申請に係る当該原子炉施設との関連において、専門技術的見地から検討するものである。そして、同条二項は、内閣総理大臣は右許可要件の適用についてあらかじめ原子力委員会の意見を聴き、これを尊重しなければならない旨規定しているが、これは、このような審査の特質を考慮し、右要件の適合性については、原子力委員会の専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねられる趣旨であると解される。このような判断過程の構造からすれば、三号のうち技術的能力に係る要件適合性についての行政庁の審査は極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断を伴うものであることは明らかである。
（二）　規制法二四条一項四号は、当該申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質等又は原子炉による災害の防止上支障がないものであるか否かについて審査することを定めたものである。原子炉設置許可の基準として、右のように定められた趣旨は、当該施設における核燃料物質等又は原子炉による災害を防止するため、当該施設の位置、構造及び設備について、これらの有する潜在的な危険性を顕在化させない対策が採られていることを、科学的、専門技術的な見地から十分な審査を行った上で確認することにある。
そして、法は、右のように抽象的な許可基準を設定するに止めているが、その趣旨は、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に関係する審査が、多方面にわたる極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づいてなされる必要があり、しかもその科学技術が不断に進歩し、発展していることから、原子炉施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず、昀新の科学水準への即応性の観点から見て適当でないとする趣旨によるものである。また、右の原子炉施設の安全性に関する審査は、当該原子炉施設そのものの工学的安全性、平常運転時における周辺住民及び周辺環境への放射線の影響、事故時における周辺環境への影響等を、原子炉施設予定地の地形、地質、気象等の自然的条件、人口分布等の社会的条件等の関連において多角的、総合的見地から検討するものであり、しかも、右審査の対象には将来の予測に係る事項も含まれているのであって、右審査においては、原子力工学はもとより、多方面にわたる専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるのである。そして、同条二項が、内閣総理大臣は右許可要件の適用についてあらかじめ原子力委員会の意見を聴き、これを尊重しなければならない旨規定しているが、これは、このような審査の特質を考慮し、右要件の適合性については、原子力委員会の専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねる趣旨であると解される。このような判断過程の構造からすれば、原子炉設置許可の審査において、どのような審査基準を策定し、これを用いるか、また、どのような知見に基づき、どのような結論を導くか、という判断及びそうして導く結論を含めて、具体的な審査基準の策定やその審査過程の両面において、行政庁の審査に極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断を要することは明らかである。


二　原子炉設置許可処分の取消訴訟における主張・立証責任本件は、原子炉設置許可についての取消訴訟であるところ、前記のとおり、原子炉設置許可における規制法二四条一項三号のうち技術的能力に係る要件適合性及び四号要件適合性についての判断には、多方面にわたる極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされることからすれば、右各要件適合性を肯定し、原子炉設置許可処分をした被告行政庁の判断の合理性についての主張・立証責任は、右判断を不合理なものとして争う原告において負担すべきことは当然である。
三　本件訴訟における審理のあり方
１　原子炉設置許可の許可基準のうち、本件取消訴訟の審理の対象である三号のうちの技術的能力に係る要件及び四号要件の審査には、右に述べたとおり、高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断を要することに鑑みれば、本件訴訟における裁判所の審理、判断は、裁判所が右各要件の適合性について改めて独自の審理を行い、その結果に基づく裁判所自らの判断を被告行政庁の判断の結果と対比して直接その適否を決するという方法（いわゆる司法判断代置方式）を採るべきではなく、原子力委員会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてなされた被告行政庁の高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断を前提とした上で、それに不合理な点があるか否かという観点から適否を決するという方法が採られるべきである。したがって、三号のうち当該申請者の技術的能力に係る要件及び四号要件への適合性についての調査審議に用いられた具体的な審査基準に不合理な点があり、あるいは当該原子炉施設が右の具体的な審査基準に適合するとしたその調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるため、これに依拠してなされた被告行政庁の判断に瑕疵があると認められる場合に初めて、被告行政庁の右判断には不合理な点があるものとして、右判断に基づく原子炉設置許可処分を違法とすべきものなのである。
２　したがって、本件訴訟の審理においては、被告行政庁の高度な科学的、専門技術的知見に基づく総合的な判断を前提とした上で、本件許可申請に対する原子力委員会の調査審議に用いられた具体的な審査基準に不合理な点があるか否か、あるいはその調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるか否か、このため、本件処分に瑕疵があるか否かの点について審査するという方法で、本件処分における違法事由の有無の審理、判断がなされるべきである。
第三節　原子炉設置許可手続の構造
第一　原子炉設置許可手続の概要
一　内閣総理大臣は、規制法二三条に基づく原子炉設置許可申請を受けた場合には、右申請の適否につき検討するとともに、右申請の同法二四条一項各号所定の許可要件への適合性について原子力委員会に意見を求める（同条二項）。二　右意見を求められた原子力委員会は、委員長が当該原子炉に係る安全性に関する事項（同条一項三号の技術的能力に係る事項及び四号に係る事項）については、同委員会に置かれた安全審査会にその調査審議を指示し（設置法一四条の二）、それ以外の事項については、原子力委員会において直接調査審議する。三　安全審査会は、原子力委員会委員長の右指示に基づき、当該原子炉施設がその基本設計ないし基本的設計方針において十分その安全性が確保できるものであるかどうかを専門技術的見地から調査審議する。
さらに、安全審査会は、適切かつ効率的な調査審議を行うために、安全審査会運営規程八条（昭和五一年七月一三日改正、本件許可申請時は七条）に基づき、通常、各原子炉設置許可申請ごとに部会を設置し、そこに審査方針・審査事項を指示して詳細な調査審議を行わせる。
四　部会は、大別される専門分野に応じてグループ分けされ、グループ単位で、あるいは、全体で現地調査を含む調査審議を行い（その審議経過は、適宜、安全審査会に報告され、安全審査会の審議に付される。）、その結果を部会報告書にまとめて、安全審査会に報告する。
五　安全審査会は、右報告を基に検討を行った上、安全審査報告書を決定して原子力委員会委員長に報告する。
六　原子力委員会は、その報告を踏まえた上、規制法二四条一項各号所定の各要件への適合性について判断し、内閣総理大臣に対し、その結果を答申する。七　そして、右答申を受けた内閣総理大臣は、これを尊重し（同条二項）、同法七一条一項に基づき通産大臣の同意を得た上で、当該申請に対する昀終的な判断を下す。
第二　原子炉設置許可に係る審査体制
一　原子力委員会
１　原子力委員会は、法律の規定上からは、独自の行政権限を有していないため、国家行政組織法三条所定のいわゆる行政委員会としての性格を有するものではなく、同法八条所定のいわゆる八条機関（その代表的なものはいわゆる諮問機関）と称されるものの一つである。しかしながら、原子力委員会は、第一に、その所掌事務が原子力に関する重要なあらゆる事項にまで及んでおり、しかも、それらの事項に関して企画し、審議するだけでなく、決定する権限をも与えられていること（基本法五条、設置法二条）、第二に、内閣総理大臣は、右決定について原子力委員会から報告を受けなときは、これを尊重しなければならないとされていること（設置法三条）、第三に、原子力利用に関する重要事項について、内閣総理大臣を通じて関係行政機関の長に対する勧告権を有すること（同法四条）等から、実質的には、行政委員会に近い性格を有している。
２　原子力委員会は、その職務を的確に遂行していくため、同委員会に、原子炉に係る安全性に関する事項を調査審議するための安全審査会（設置法一四条の二）や同委員会から指示された事項を調査審議する専門部会（設置法施行令四条、専門部会運営規程一条）を必要の都度設け、内閣総理大臣の諮問に応じて個々の原子炉の安全性に関する事項について調査審議したり、原子炉の安全性についての技術的基準を制定するなどしている。
３　原子力委員会は、委員長及び委員六人をもって組織される（設置法六条一項）。委員長は科学技術庁長官たる国務大臣をもって充てられ（同法七条一項）、委員は両議院の同意を得て、内閣総理大臣が任命する（同法八条一項）。４　原子力委員会は、委員長が招集し（設置法一一条一項）、会議を開き、議決をするには委員長及び三人以上の委員の出席を必要とする（同条二項）。委員会の議事は、出席者の過半数で決し、可否同数のときは、委員長の決するところによる（同条三項）。会議には、毎週一回開かれる定例会議のほか、必要に応じて開かれる臨時会議がある（設置法施行令一条一項）。
二　原子炉安全専門審査会（安全審査会）


１　安全審査会は、原子炉に係る安全性に関係する事項を調査審議するために原子力委員会に置かれるものであり、審査委員三〇人以内で組織される（設置法一四条の三第一項）。審査委員は、学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから、内閣総理大臣が任命する（同条二項）。審査委員は、広い分野から専門技術的知見を有する優秀な人材を必要に応じて集めることを可能にするため、非常勤とされている（同条三項）。安全審査会の会長は、審査委員の互選によって定められる（同法一四条の西第一項）。なお、安全審査会には、審査委員のほか、調査審議の能率の向上を図るため、審査委員を補助して原子炉に係る安全性に関係する事項を調査するための調査委員が置かれる（調査委員制度は、安全審査会運営規程九条（昭和五一年七月一三日改正、本件許可申請時は八条）に基づき、昭和四四年六月に設けられたもので、調査委員は会長が安全審査会に諮って指名する。）。２　安全審査会は、会長が招集し（安全審査会運営規程二条）、議事を開くには審査委員の二分の一以上の出席を必要とし（同規程三条一項）、決議を行う必要があるときは、出席した審査委員の過半数でこれを決し、可否同数のときは、会長の決するところによる（同条二項）。なお、原子力委員会委員長への調査審議結果の報告について議決をする必要があるときは、出席した審査委員の四分の三以上の賛成により、これを決する（同条三項）。
三　安全審査会部会
１　部会は、安全審査会の調査審議を適切かつ効率的に行うために、安全審査会運営規程八条、九条（昭和五一年七月一三日改正、本件許可申請時は七条、八条）の運用によって、通常、各原子炉設置許可申請ごとに安全審査会に置かれるものであり、安全審査会の審査委員及び調査委員の一部がその構成員となる。２　部会における審査の方式については、安全審査会会長が安全審査会に諮って定めるが、実際の部会の運営は、部会全体で一種の合議的検討を行う場合もあるし、詳細かつ効率的な審査を行うために、大別される専門分野に応じてグループ分けをした上で、そのグループ単位で会合が開かれることもある。３　部会は、安全審査会から審査方針、審査事項等の指示を受けて、調査審議を行い、その過程において適宜、審査状況を安全審査会に報告し、安全審査会の審議に付する。そして、部会は、昀終的な調査審議結果を部会報告にまとめて安全審査会に報告する。したがって、部会は、独自の意思決定を行うものではないから、決議機関としての性格を有しない。
第三　安全審査のための基準
一　規制法二四条一項四号は、原子炉設置許可の基準として、抽象的な許可要件を設定するに止めているが、それは、原子炉施設の安全性に関係する審査が、多方面にわたる極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づいてなされる必要があり、しかも、その科学技術が不断に進歩、発展していることから、原子炉施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず、右審査に弾力性を失わせ、科学技術の進歩、研究の成果を必要に応じて速やかに右審査に取り入れていく上で障害となり易いため適当でないとする趣旨によるものである。その一方で、その審査、判断の客観性、確実性及び予測可能性の確保等に資するために、それが可能な事項については一定の審査基準を明確にしておくことが望ましいということができる。
そこで、原子力委員会は、右に述べた二つの相反する要請、要因を考慮した上、本件処分当時において、（１）立地審査指針、（２）ＥＣＣＳ安全評価指針、（３）線量目標値指針、（４）線量目標値評価指針、（５）安全設計審査指針、（６）気象指針等の安全審査の基準を設け、これを公表している。これらの指針の法律上の性格は、原子力委員会の内規というべきものであるが、いずれも関係各方面において高い権威があるものとして取り扱われている。
二　また、安全審査に当たっては、右の各審査基準のみならず、法令上の基準である許容被曝線量を定める件のほか、ＡＳＭＥ（米国機会学会）やＡＳＴＭ（米国材料試験協会）の規格等外国の基準及び日本工業規格等の我が国における一般的な基準をも参考とし、更に、明文化はされていないが、長い間の安全審査の積み重ねによって、先例ともいうべき幾つかの事実上の審査基準が安全審査会内部において定立・集積されているほか、審査委員・調査委員の原子炉工学に対する学識経験等が右審査に生かされるものであることはもとより当然である。第四　原子力三原則とその原子炉設置許可手続における意義
一　基本法の目的及び性格
我が国における原子力の研究、開発及び利用は、基本法を始めとする原子力関係法令に従って進められている。これらの法令は、いずれも原子力の平和利用を積極的に推進するとともに、その安全性の確保等を図ることによって、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を究極の目的とする。このうち、基本法は、原子力の研究、開発及び利用を推進することによって、将来におけるエネルギー資源を確保し、学術の進歩と産業の振興とを図り、もって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を目的とし（同法一条）、原子力の研究、開発及び利用は平和の目的に限り、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する（同法二条）ことをその基本方針とする。そして、同法は、原子力の研究、開発及び利用全般にわたり、包括的な法規範として機能しているものの、それぞれの法的規制等の具体的な内容は、ほとんどすべてを他の法律に委ねている。したがって、基本法が、他の法律を通さずに、原子力の研究、開発及び利用に関して直接国民の権利義務に影響を及ぼしたり、国民と国家との間の具体的な法律関係を形成することはないのである。
二　原子力三原則
基本法二条は、原子力の平和利用についての基本方針であるいわゆる原子力三原則、すなわち原子力の研究、開発及び利用に関する「民主」、「自主」及び「公開」の各原則を定めている。


１　右三原則のうち、民主の原則とは、主として原子力における平和利用を担保するため、我が国における原子力の研究、開発及び利用が民主的な運営の下に進められなければならない旨を定めたものであり、このために設けられた機関が原子力委員会である。すなわち、右委員会は、原子力の研究、開発及び利用に関する国の施策を計画的に遂行し、原子力行政の民主的な運営を図るため、総理府に設置されるものであり（同法四条、設置法一条）、右委員会は、科学技術庁長官たる国務大臣をもって充てられる委員長及び両議院の同意を得て内閣総理大臣が任命する六名の委員をもって構成されることから、究極において国民の意思が原子力行政に十分に反映される仕組みとなっている。しかも、右委員会は、原子力の分野全般にわたって広範かつ強力な権限を有しており、そのことによって、我が国における民主的な原子力の研究、開発及び利用の推進に貢献することとされているのである。２　また、自主の原則とは、我が国における原子力の研究、開発及び利用が、他国からの干渉によってゆがめられたり、支配を受けることなく、自主的に進められなければならない旨を定めたものであり、我が国の独立が脅かされることがないように留意しているものである。
３　更に、いわゆる公開の原則とは、原子力の研究、開発及び利用に関する成果を公開する旨を定めたものであり、平和利用に限られるべき原子力の研究、開発及び利用の推進が軍事利用に転用されるなど平和利用以外の方向に向けられることを抑制しようとするものである。
このような原子力三原則は、右に述べた基本法の法的性格、原子力三原則の内容自体等から明らかなとおり、原子力の研究、開発及び利用に関わりを持つすべての者がそのよりどころとすべき基本的精神ないしは基本的方針を宣言したものであって、個々の原子力の利用に係る許可手続を直接に規制するものでないことはいうまでもない。
第四節　本件処分の手続的適法性
第一　手続的適法性の存在
本件処分は、規制法等における法定の手続に則り、次のとおり適法に行われた。一　東京電力は、昭和五〇年三月二〇日、内閣総理大臣に対し、規制法二三条に基づき、本件原子炉の設置許可申請をした（なお、東京電力は、同五二年七月一二日、申請書及び添付書類の一部を補正した。）。
二　右申請を受けた内閣総理大臣は、同年四月一日、原子力委員会に対し、同法二四条二項に基づき、右申請の同条一項各号の基準の適用について諮問した。三　右諮問を受けた原子力委員会においては、原子力委員会委員長が、同年五月二〇日、安全審査会に対し、設置法一四条の二第二項に基づき、右申請の原子炉に係る安全性に関する事項（規制法二四条一項三号のうち技術的能力に係る事項及び四号に係る事項）を調査審議するよう指示し、それ以外の事項については、原子力委員会において直接審議した。
四　本件処分当時、安全審査会は、原子炉工学、核燃料工学、熱工学、放射線物理学など原子炉に関する専門的分野はもちろんのこと、地震学や気象学等広範な分野から選ばれた、それぞれの分野における専門家である審査委員三〇名及び調査委員二八名により構成された。
なお、本件処分に係る審査を行った安全審査会は、昭和五〇年五月二三日から同五二年八月一二日までの間、計二六回開催された。
五　安全審査会は、本件許可申請に係る所要の調査審議を適切かつ効率的に行うため、昭和五〇年五月二三日、第一二〇部会を設置した。第一二〇部会は、一三名の審査委員と一五名の調査委員とをもって構成され、そして、これらの委員は、主として原子炉施設を担当するＡグループ、主として周辺公衆の被曝線量評価等環境面に係る事項を担当するＢグループ及び主として地盤、地震を担当するＣグループの三グループに分かれて、それぞれの分野における問題を各グループにおいて検討した。また、各グループの合同会合や部会全体での会合を開いて、関連する問題の検討を行ったほか、一二回にわたって現地調査を行うとともに、適宜審査状況を安全審査会に報告し、安全審査会における審議に付した。なお、第一二〇部会における各会合は、昭和五〇年六月一〇日から同五二年八月二日までの間に、全体会合が七回、Ａグループ会合が三九回、Ｂグループ会合が一一回、Ｃグループ会合が二〇回、Ａ・Ｂグループ会合が二回、それぞれ開催された。六　第一二〇部会は、右のような調査審議を経て、昭和五二年八月二日、部会報告書を取りまとめて、安全審査会に報告した。
七　安全審査会は、右の報告書を基に検討を行い、同年八月一二日、「本原子炉の設置に係る安全性は、十分確保し得るものと認める。」との安全審査報告書を決定し、原子力委員会委員長に対し報告した。
八　右委員会は、右報告を踏まえた上、本件許可申請が規制法二四条一項各号に規定する許可基準に適合しているか否かについて検討し、同月二三日内閣総理大臣に対し、同申請が右基準に適合している旨答申した。
九　内閣総理大臣は、右答申を尊重し、かつ、同法七一条一項に基づき通産大臣の同意を得た上で、同年九月一日、東京電力に対し、同法二三条一項に基づき本件処分をした。
第二　原告らの主張する本件処分の手続的違法についての反論
一　行訴法一〇条一項違反について
原子炉設置許可処分の根拠実定法規である規制法の関係規定を子細に検討しても、原子炉施設の周辺住民に対し、原子炉設置許可手続への参加を保障する趣旨の規定は何ら見出し得ないところであり、したがって、同法が原子炉施設の周辺住民個々人の原子炉設置許可の際の安全審査手続それ自体に関する利益を個別的に保護しているものとは到底解し得ない。
したがって、原告ら主張の本件処分に係る安全審査手続に関する違法事由中、その手続に関する違法が安全審査の実体的な適法性を直接左右すべき性質のものならともかく（このような違法事由は、安全審査の実体的違法に関する主張として扱えば足りる。）、単に右安全審査手続それ自体の違法をいうに止まるものは、行訴法一〇条一項にいう「自己の法律上の利益に関係のない違法」の主張として、本件訴訟における審理、判断の対象とはならないものである。
二　原告らの主張に対する個別的反論
１　立法の不備に関する主張に対する反論


原告らは、原子力発電所のような危険な施設の設置を認める処分に際しては、刑事処分の際の手続以上に厳格かつ適正な手続が要求されるところ、原子炉設置許可については、その判断の公正さを担保するような手続規定が設けられておらず、このような法の不備自体が、本件処分の違法性を裏付ける旨主張するが、十分な手続規定が設けられていない法の不備自体が、本件処分の違法性を裏付けるとの原告らの論旨は、必ずしも分明でないところであるが、いずれにしても、単に現行法制自体を非難するに止まる右の主張が、本件処分の違法性の主張には到底なり得ないことは明らかである。のみならず、規制法及びその関係法規は慎重な具体的手続規定を定めているところであって、右の手続規定は厳重な審査を確保し、判断の公正さを担保し得るものであり、原告らの右主張は失当である。
２　原子力三原則（基本法二条）違反の主張について
原告らは、本件処分には、原子力三原則（基本法二条）に違反した手続的違法があるとして種々の主張をしているが、基本法は、原子力の研究、開発及び利用全般にわたり、包括的な法規範として機能しているものの、それぞれの法的規制等の具体的な内容は、ほとんどすべてを他の法律に委ねており、基本法が直接国民の権利義務に影響を及ぼすことはないこと、また、原子力の研究、開発及び利用に関する民主、自主及び公開の各原則を定めたいわゆる原子力三原則は、基本法の法的性格、原子力三原則の内容自体等から明らかなとおり、原子力の研究、開発及び利用に関わりを持つすべての者がそのよりどころとすべき基本的精神ないしは基本的方針を宣言したものであって、個々の原子力の利用に係る許可手続を直接に規制するものでないことは、前記のとおりであり、原告らの右主張は、いずれも、何ら違法事由となり得ないものであり、失当である。
３　聴聞手続欠如の主張について
原告らは、本件処分手続においては、審査の事前手続として、周辺住民の同意や民意を十分に反映させることのできる公聴会ないし聴聞手続がなされておらず、また、全資料の公開手続が設けられていないことは憲法三一条に違反すると主張する。
しかしながら、行政手続は、憲法三一条による保障が及ぶと解すべき場合であっても、刑事手続とその性質において自ずから差異があり、また、行政目的に応じて多種多様であるから、常に必ず行政処分の相手方等に事前の告知、弁解、防御の機会を与えるなどの一定の手続きを設けることを必要とするものではない。そして、原子炉設置許可の申請が規制法二四条一項各号所定の基準に適合するかどうかの審査は、原子力の開発及び利用の計画との適合性や原子炉施設の安全性に関する極めて高度な専門技術的判断を伴うものであり、同条二項は、右許可をする場合に、各専門分野の学識経験者を擁する原子力委員会の意見を聴き、これを尊重してしなければならないと定めている。
このことに鑑みると、原告らの主張のように、周辺住民の同意、公聴会の開催、聴聞手続及び安全審査に関する全資料の公開をしていないことが、憲法三一条の決意に反するものということはできない。
したがって、原告らの右主張は失当である。
４　許可基準の抽象性の主張について
原告らは、規制法二四条において定められた許可基準は、極めて抽象的であり、実質的な内容を、原子力委員会の単なる内規に過ぎない各種審査指針に委ねていることは憲法三一条に違反すると主張する。
しかしながら、規制法二四条一項四号は、原子炉設置許可の基準として、抽象的な許可要件を設定するに止めているが、それは、原子炉施設の安全性に関係する審査が、多方面にわたる極めて高度な科学的、専門技術的知見に基づいてなされる必要があり、しかも、その科学技術が不断に進歩、発展していることから、原子炉施設の安全性に関する基準を具体的かつ詳細に法律で定めることは困難であるのみならず、右審査に弾力性を失わせ、科学技術の進歩、研究の成果を必要に応じて速やかに右審査に取り入れていく上で障害となり易いため適当でないとする趣旨によるものである。しかも、設置許可に当たっては、申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性に関する審査の適正を確保するため、各専門分野の学識経験者等を擁する原子力委員会の科学的、専門技術的知見に基づく意見を聴き、これを尊重するという、慎重な手続が定められているのであるから、右規定が不合理であるとか不明確であるということはできない。そこで、審査指針に基づいて安全審査がなされている場合には、そもそも安全審査が、その合理性が十分にある規制法二四条一項四号の規定に基づいてなされているのであるから、特段の事情のない限り何らの違法もないことになる。
したがって、原告らの右主張は失当である。
５　手続法不整備の主張について
原告らは、行政処分の判断の公正を担保するにふさわしい手続法が整備されていない場合にも、憲法三一条の規定に従って適正な手続により処分を行わなければならず、それがなされていない本件処分は違憲無効である旨主張するが、原告らの指摘する右憲法の規定は、直ちに行政手続に適用されるものではないのみならず、規制法及びその関係法規には、慎重な具体的手続規定が定められており、そのような手続規定に則って適法に行われた本件処分は、何ら憲法三一条の規定に違背するものではない。
６　不公正な審査体制との主張について
原告らは、原子力委員会がほぼ完全に政府の支配下にあり、公正な審査体制にはない旨主張するが、原子力委員会については、原告ら自らが認めるところである委員の身分保障（設置法一〇条二項）に加え、内閣総理大臣が原子力委員会の委員を任命するに際しては、両院の同意が必要である（同法八条一項）など制度的に原子力委員会の審査の公正さを担保する仕組みになっているとともに、現実にも慎重かつ公正な審査がなされているのであり、かつ、内閣総理大臣が委員会の決定を尊重しなければならない）同法三条、規制法二四条二項）ことからして、原告らの右主張は失当である。
７　審査委員が非常勤であることについて
原告らは、非常勤の審査委員で構成されている安全審査会では、実質的な審査を行い得ない旨主張するが、審査委員が非常勤とされているのは、できるだけ広い分野にわたり高度な専門技術的知見を有する優秀な人材を審査委員に採用することを可能とするためであり、審査委員が非常勤であることが、審査の不十分さを招くとか、公正さを左右するなどということは全くなく、原告らの右主張は失当である。
８　資料の収集方法について


原告らは、安全審査に際しては審査機関が独自に資料を収集し、計算、実験等を行わなければならない旨主張するが、原子炉の実際の局面における安全性の確保は、直接原子炉を設置、運転する原子炉設置者が第一次的にその責を果たすべきであり、原子炉設置許可における安全審査は、あくまでも右のような原子炉設置者の第一次的な責任を前提としつつ、原子炉設置者の申請する内容について審査するものであるから、安全審査会の審査が、申請者たる原子炉設置者の提出する資料に基づいて、当該原子炉の安全確保のための設計及び考え方についてこれらが適切であるか否かを審査し、判断する形のものになるのは、当然のことである。もちろん、審査の過程において、必要な場合には、安全審査会が新たな資料を申請者に求めたり、また、必要な資料を収集することもあるが、原告らの主張が、右安全審査に際し、安全審査会自身が調査研究しなければならないとする趣旨であれば、原告らの右主張は、行政規制の持つ意義を全く理解していないことによるものであって、失当である。
９　審査基準について
原告らは、本件処分に際しての安全審査に用いた審査基準は、規制法に授権規定がないことから、同法二四条一項四号要件との間に法律的関連性がない旨、また、その内容も恣意的、非科学的であって、次々に審査基準が新設、変遷しているのはそれを物語る旨主張する。
しかしながら、規制法二四条一項四号に係る原子炉施設の安全性の判断は、内閣総理大臣の広範な専門技術的裁量に委ねられているところ、一方において、判断の客観性の担保、その確実性及び予測可能性の確保、安全審査の便宜等のために、それが可能な事項については一定の審査基準を明確にしておくことが望ましいということができ、また、他方において、画一的な審査基準を数多く設けることは、安全審査に弾力性を失わせ、科学・技術の進歩、研究の成果を必要に応じて速やかに安全審査に取り入れていく上で障害となり易いことから、この二つのいわば相反する要請、要因を考慮して、適宜審査基準を明文化し、これを安全審査に用いているのであって、原告らの右主張は、そもそも規制法が具体的な審査基準の内容の確定について、行政庁の専門技術的裁量に委ねていることを正当に理解していないことに起因するものであって、失当である。
ちなみに、審査基準の内容に関していえば、審査基準は、原子炉施設に関する技術的事項の細部にわたって逐一具体的な指示を与えるものである必要はなく、安全審査会の委員ら専門技術的知見を有する者が右の審査において、申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備が当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に従っ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るものであるかどうかを判断するための基本的な枠組みを提供する内容を具備していれば足りることは明らかであり、本件処分当時、右の審査基準はこの要請を十分満たしていたものである。
１０　調査委員について
原告らは、本件安全審査は法律に根拠のない調査委員が関与して行われていた旨主張するが、調査委員制度は、安全審査会が昭和四四年六月、設置法一六条、設置法施行令四条、安全審査会運営規程八条に基づき、審査委員を補助して原子炉に係る安全性に関する事項を調査することによって調査審議の能率の向上を図るために設けられたものであり、法令上の根拠を有するものであるから、原告らの主張は失当である。
１１　代理人の関与について
原告らは、本件安全審査が法律に根拠のない代理人が関与して行われている旨主張するが、審査委員は、学識経験のある者及び関係行政機関の職員のうちから、内閣総理大臣が任命することとなっている（設置法一四条の三第二項）が、右委員のうち、関係行政機関の職員のうちから任命される審査委員については、その者の有する専門的学識・経験とともに、当該行政機関自体が有する高度の専門的知見を安全審査に役立てるため、その者が属する関係行政機関を代表する者として選任する趣旨であるから、学識経験のある者のうちから任命された審査委員の場合とは異なって、適切な代理者である限り、代理出席を認めても何ら法の趣旨に反するものではない。
そこで、安全審査会は、昭和三九年九月、設置法一六条、設置法施行令四条、安全審査会運営規程八条に基づき、右関係行政機関の職員のうちから任命された審査委員については代理出席を認めることとしたのであり、本件安全審査会に代理者を出席させた審査委員は、いずれも関係行政機関の職員のうちから任命された者である（なお、第一二〇部会の会合に代理者が出席した事実はない。）。
１２　合同審査について
原告らは、本件安全審査手続においては原子力委員会や安全審査会と全く無関係な通産省の原子力発電技術顧問会が合同で審査に加わり、公正であるべき本件処分に重大な影響を与えている旨主張するが、原子力発電技術顧問会は、昭和四〇年一一月の通産省省議決定により、電気事業法上の通産大臣の許認可等に関する原子力発電に係る技術的事項について諮問するため、通産大臣の諮問機関として設置されたものである。発電用原子炉を設置する場合、設置者は、原子炉設置許可を内閣総理大臣に申請するとともに、電気事業法八条に基づき電気工作物変更許可を通産大臣に申請する。通産大臣は、これに対する許可及び規制法七一条に基づく内閣総理大臣への同意を与えるに際して、当該原子炉を含も電気工作物全体の安全性について判断するものであるところ、その際、通産大臣は、その諮問機関である前記顧問会に諮問し、諮問を受けた同顧問会はその安全性を審査する。この顧問会による審査と安全審査会（又はその部会）における審査は両審査が密接な関連を有することから、審査の効率化に資するため、合同で審査を行うのが慣例であった。しかし、安全審査会の昀終的判断は、安全審査会自体でするものであるから、安全審査会と右顧問会とが合同で審査を行うことは、安全審査会の審査を効率的にするためのものであって、安全審査会の判断が右顧問会によって不当に影響を受けるということはないのであるから、原告らの右主張は何ら理由がない。
１３　職員の出席について
また、原告らは、科学技術庁原子力局の局長や次長等の職員が安全審査会や部会に出席していることが不当であるとも主張するが、科学技術庁原子力局長は、安全審査会の審査委員であり（なお、本件安全審査の途中で、昭和五一年一月の科学技術庁設置法改正により、同庁原子力局長が審査委員を退任し、同庁原子力安全局長が審査委員となった。）、また、原子力委員会の庶務は、科学技術庁原子力局において処理するものとされ（同法一五条）、更には安全審査会の議案に必要な資料は科学技術庁原子力局において準備する（安全審査会運営規程四条二項）ものとされている以上、同局の職員が原子力委員会、安全審査会及び同部会に出席することは、当然のことであって、原告らの主張は全く理由がない。
１４　定足数の充足について


原告らは、本件安全審査手続に際して、定足数を欠いた安全審査会が開催された旨主張するが、原告らの指摘に係る安全審査会は、昭和五〇年一一月一九日に開催された第一四二回の安全審査会（出席者数一五名）、同五一年九月二〇日に開催された第一五一回の安全審査会（出席者数一五名）、同五二年四月一九日に開催された第一五八回の安全審査会（出席者数一〇名）であると思われるところ、右いずれの安全審査会についても定足数を満たしており、原告らの右主張は失当である。なお、右第一五八回の安全審査会が開催された同年四月一九日当時は、一部の審査委員について、その任期が終了し、かつ、再任される以前であったため、右時点における現員は一九名であって、定足数は一〇名であった。また、安全審査会の定足数の充足については、審査委員の代理者を算入しても差し支えない。
１５　出席状況について
原告らは、第一二〇部会における会合の多くが不当に少ない部会員の出席をもって行われたと主張するが、ある特定の専門分野に係る事項について、ある特定の審査委員、調査委員が分担して審査するという方式は、原子炉に係る安全性に関する事項のような高度に専門技術的な事項を審査する場合には、その担当者が責任をもって詳細かつ効率的な審査を行い得ることなどから、多人数による合議方式よりむしろ適切な場合が多い。このような特定の専門分野の議題に係る会合の場合には、当該分野の担当委員が出席している以上、他の分野の委員が欠席していても、特に審査に支障が生ずるわけではなく、また、昀終的にはその審査内容は部会に報告され、部会の審議を経た上で部会報告書に盛り込まれるのであるから、審査が不十分となることはないのである。
第五節　本件処分の実体的適法性（規制法二四条一項一号ないし三号について）
第一　規制法二四条一項一号要件適合性
規制法二四条一項一号に規定する「原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」との要件に適合しているかどうかについての審査は、我が国における原子力の研究、開発及び利用を平和の目的に限って行うという我が国の原子力に関する基本政策に適合するか否かを判断するものである。ところで、本件原子炉は、一般電気事業者である東京電力が商業用発電炉として設置する沸騰水型原子炉であるから平和目的以外に利用されるおそれはなく、また、原子炉の燃料として用いる核燃料物質は低濃縮二酸化ウランであり、その予定使用量も適正であり、さらに、使用済燃料の再処理によって取り出されるプルトニウムは、我が国内において規制法等によって厳しく規制されることとなっているので、平和の目的以外に利用されるおそれはない。
したがって、本件許可申請は、一号の要件に適合するものである。
第二　規制法二四条一項二号要件適合性
規制法二四条一項二号に規定する「その許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと」との要件に適合しているかどうかについての審査は、我が国における原子力の開発及び利用を長期的視野に立って計画的に遂行するとの我が国の原子力に関する基本政策に適合するか否かを判断するものである。ところで、本件原子炉の設置は、我が国の原子力発電につき、当面実用化されている軽水型原子炉を中心にして進めるとの我が国における原子力開発・利用の基本的方向に則っており、かつ、我が国のエネルギー供給上十分な意義を有するものであること、本件原子炉の運転に必要な低濃縮二酸化ウランについては、我が国と米国との協定に基づき米国において濃縮されることとなっており、これが確保される十分な見通しがあったこと、使用済燃料については、動力炉・核燃料開発事業団の再処理施設又は海外において再処理されることとなっており、十分な見通しがあったこと、本件原子炉の運転に伴って発生する放射性固体廃棄物については、本件原子炉の敷地内に貯蔵・保管することにしており、十分な見通しがあったことなどから、本件原子炉の設置は、原子力開発利用長期計画に定められた我が国における原子力開発・利用の方向に沿っており、原子力の開発及び利用の計画的遂行に支障を及ぼすおそれはない。
したがって、本件許可申請は、二号の要件に適合するものである。
第三　規制法二四条一項三号要件適合性
一　規制法二四条一項三号のうち、経理的基礎に係る要件に適合しているかどうかについての審査は、原子炉の設置には多額の資金を要することに鑑み、原子炉の設置、運転等をするに足りる十分な資金的な裏付けがあるか否かを判断するものである。ところで、本件許可申請を行った東京電力は、本件原子炉の設置に要する資金を自己資金、社債、日本開発銀行を含も国内金融機関からの借入れ等により調達する計画であり、同社の資金調達能力及び原子炉設置のための資金計画から見て、同社には原子炉を設置するために必要な経理的基礎があるものと認められる。したがって、本件許可申請は、三号のうち経理的基礎に係る要件に適合するものである。
二　同法二四条一項三号のうち、技術的能力に係る要件に適合しているかどうかについての審査は、主として原子炉の建設、運転による災害の防止を図るという観点から、本件許可申請者がそれに必要な組織、要員を確保することになっているか等を中心に、人的、組織的な面から事業者としての適格性があるか否かを判断するものである。ところで、東京電力の擁する技術者の質及び数、技術者の養成計画等から見て、同社には本件原子炉の建設に必要な技術的能力及び本件原子炉の運転を的確に遂行するに足りる技術的能力があるものと認められる。したがって、本件許可申請は、三号のうち技術的能力に係る要件に適合するものである。
第六節　規制法二四条一項四号要件適合性について
第一　原子力発電の有する潜在的危険性とその安全性の確保
一　原子力発電の有する潜在的危険性
軽水型原子炉を利用した原子力発電の有する潜在的危険性としては、核燃料の核分裂反応により発生する核分裂生成物等の放射性物質によるもの、高温、高圧の水や蒸気を使用することによるもの等があり、右潜在的危険性のうち、放射性物質による危険性以外のものについては、火力発電におけるそれと何ら異なるところはなく、原子力発電の有する潜在的危険性について特に論じる必要があるとすれば、それは放射性物質によるものであって、原子力発電における安全性の確保の問題は、結局は、右の放射性物質の有する危険性をいかに顕在化させないか、という点にあるといえる。
かかる放射性物質による人体への危険性については、原子力の平和利用の一環である原子力発電においては十分に認識されており、その開発、利用は、当初からこの危険性を十分に念頭に置き、これを克服するための技術開発を軸として、かつ、それによって安全が確保される範囲内において、段階的かつ着実に進められてきた。
二　放射線と人間生活
１　自然放射線と人間生活


自然界には、あらゆるところに常に放射線が存在し、人類は、その誕生のときから現在に至るまで絶えず自然放射線を被曝し続けながら生活してきたのであって、決して原子力発電等が開発されて初めて放射線を被曝するようになったのではない。すなわち、自然界には、宇宙線、地殻を構成している花崗岩、石灰岩、粘土に含まれる放射性物質及び人間が摂取する飲食物に含まれる放射性物質等様々な起源に由来する放射線が存在し、人類はこれら自然界からの放射線を絶えず被曝し続けている。
２　放射線被曝による障害の種類
人間の放射線被曝による障害としては、放射線を被曝した個人に現れる身体的障害と、その個人の子孫に現れる遺伝的障害とに分けられ、身体的障害は、更に、被曝後余り長くない時期、すなわち通常二、三週間以内に現れる急性障害と、かなり長い潜伏期間を経て現れる晩発性障害とに分けられる。急性障害は、短期間に高線量の放射線を被曝した場合に生じるとされている。晩発性障害は、短期間に高線量の放射線を被曝したときだけではなく、比較的低線量の放射線を長期間被曝することによっても発生することもあり得るのではないかと考えられており、その症状としては、白血病その他の癌、白内障等があるが、白血病その他の癌については、現在のところ、どの程度の放射線をどれだけ長期間被曝した場合に発生するのかは必ずしも明らかにされていない。このため、低線量の放射線被曝と人間の発癌との関係については、高線量域において得られている人間の発癌データから推定評価されている。放射線の被曝線量とそれによって生じる遺伝的障害との関係については、人間以外の幾つかの動物の場合に、中線量域ではほぼ直線関係が成立することが認められているが、低線量域における遺伝的障害は、晩発性障害のうちの発癌の場合と同様に、たとえそれが生じ得るとしてもその頻度が極めて小さいため、放射線を被曝した場合と被曝しない場合とを比較して見ても、その発生率に意味のある差は認められないのであり、低線量放射線被曝と遺伝的障害の発生との関係については必ずしも明らかではない。したがって、現在のところ、比較的高線量の放射線を照射した動物実験データを参考として、人間の遺伝的障害について推論が行われている程度である。
３　低線量の放射線被曝の影響
右に述べたように、低線量放射線被曝と晩発性障害及び遺伝的障害の発生との定量的な関係については詳しい知見は得られていない。右のような現状において、低線量放射線被曝の人体に及ぼす影響を理解するに際して参考となるのが自然放射線被曝における地域差である。すなわち、自然放射線による一人当たりの被曝線量については、我が国の場合においても、例えば九州と関東との間には年間〇・〇二ないし〇・〇六レム程度の差異が認められるにもかかわらず、九州において関東に比較してより多くの人が晩発性障害や遺伝的障害を受けているという証拠は全く得られていない。また、諸外国における自然放射線による一人当たりの被曝線量が大きく異なる地域を相互に比較して見ても、晩発性障害や遺伝的障害の発生率に意味のある差があるという結果は全く認められていない。したがって、自然放射線被曝における地域差よりも小さい低線量放射線被曝による影響は、仮にあるとしても、それは無視できる程度のものであるということができる。
三　公衆の許容被曝線量
１　ＩＣＲＰは、放射線防護の分野における権威者をもって構成されており、放射線防護に関する基本的な考え方、あるいは基準等を勧告として発表している。ＩＣＲＰは、右の勧告のうち公衆に対する被曝線量限度を勧告するに当たっては、以下のように慎重な考慮を払うとともに、その時々の昀新の科学的知見に照らして、客観的・中立的な立場から身体的障害の発生する確率が無視し得るほど小さい線量を、社会的に容認できる被曝線量限度として勧告している。すなわち、（一）　まず、放射線被曝による障害については、しきい線量（これ以下の被曝線量では障害が生じ得ないという線量）が存在するかもしれないが、いかに低い被曝線量でも障害が生じるかもしれない、換言すれば、低線量放射線被曝と障害発生との間には直線関係が成り立つかもしれないという慎重な仮定に基づいていること、（二）　長年にわたるエックス線やラジウムその他の放射性物質の使用経験や、人間その他の生物の放射線障害に関する知見に基づいて検討していること、（三）　公衆という概念の中には、放射線感受性の高い子供（胎児を含も。）が含
まれていること、
（四）　公衆は、被曝するか否かについての選択の自由がないことや、放射線下の作業を行う従業者とは異なり、必要な放射線管理を受けていないこと、等についても考慮している。
２　我が国は、ＩＣＲＰの公衆に対する被曝線量限度に関する勧告を尊重し、公衆の許容被曝線量を定めているが、本件処分時においては、ＩＣＲＰの公衆に対する被曝線量限度に関する勧告（昭和三三年）を尊重し、総理府に設置された放射線審議会の答申を受けて、一年間につき〇・五レムとしていたものである。３　また、ＩＣＲＰは、公衆に対する被曝線量限度を勧告するに当たっては、放射線被曝についてこの線量を超えさえしなければよいというのではなく、被曝線量をできるだけ少なくするといういわゆるＡＬＡＰの考え方をも併せて勧告している。そこで、我が国においても、このＡＬＡＰの考え方に立って、平常運転に伴う公衆の被曝線量を、右の許容被曝線量よりも更に一層低く抑えるための努力が払われてきたが、その努力目標値を明らかにすることが望ましいとの観点から、昭和五〇年五月、線量目標値指針が定められ、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量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については年間〇・〇〇五レム、放射性ヨウ素に起因する甲状腺被曝線量の評価値については年間〇・〇一五レムとの努力目標値が明示され、本件安全審査においては右数値が使用されている。