４　なお、ＩＣＲＰは、昭和五二年、公衆に対する線量当量限度を年間〇・五レム（五ミリシーベルト）、生涯を通して年平均〇・一レム（一ミリシーベルト）とする旨勧告した。さらに、ＩＣＲＰは、昭和六〇年パリ会議において、右勧告で定められた生涯を通しての年平均線量当量〇・一レムをより確実に実行するためとして、公衆に対する線量当量限度を年間〇・一レムとし、生涯にわたる平均の年間線量がこれを超えない限り、数年にわたり年間〇・五レムとする声明を出した。これは、従来からの基本的な考え方を変えるものではなく、大きな混乱や不当な負担を伴うことなく実行できるのであれば、一層安全を指向するという放射線防護の基本姿勢を示したものである。そこで、我が国においても右パリ会議の声明を採り入れた法令改正（平成元年三月二七日通商産業省告示第一三一号炉）により、公衆の線量当量限度を実効線量当量として、一年間につき〇・五レムを〇・一レムに変更した。
四　放射線とその影響についての原告らの主張に対する反論
１　しきい値に関する主張について
原告らは、放射線被曝による人体の障害については、今日、これ以下の線量では障害が起こらないという「しきい値」の存在は、完全に否定されている旨主張する。しかしながら、放射線被曝による人体への影響については、原告ら主張に係る調査、研究を含め多数の調査、研究がされてきているところであるが、低線量被曝による人体への影響については、たとえ障害が発生する場合があり得るとしても、その発生する頻度が極めて少なく、信頼するに足りろ十分なデータの収集が極めて困難であることから、現在においてもなお、しきい値があるか否かについては、いずれとも断定することはできない。そして、放射線防護上は、しきい値が存在しないものとして扱っているが、これは安全を重視する立場からあえてしきい値が存在しないとしたに過ぎず、現実にしきい値が無いことが確認されたことによるものではない。
したがって、原告らの右主張は失当である。
２　自然放射線と人工放射線の差異について
自然放射線と人工放射性核種との間では、人体内や生物体内における蓄積や濃縮等の点において差異があるので、この差異を考慮することなしに人工放射線による人体への影響と自然放射線によるそれとを比較することはできない旨主張するが、人体組織や生物体組織が放射性物質から受ける影響は、当該放射性核種から放出される放射線の種類（アルファ線、ベータ線、ガンマ線等）、エネルギー及び放射線量により決まるものであるところ、本件安全審査においては、原子炉施設から放出される放射性物質について、人体内や生物体内での蓄積、濃縮等、その放射性物質の特性を考慮した上で、公衆の被曝線量を評価している。したがって、その結果と自然放射線による被曝線量とを比較することには何ら問題はなく、原告らの右主張は失当である。
３　ＩＣＲＰ勧告に関する主張について
（一）　原告らは、ＩＣＲＰの勧告について、ＡＬＡＰの考え方の表現に変化が見られることをもって、ＩＣＲＰは、純粋に生物学的、医学的知見に基づいて勧告を出す基本的立場を放棄し、原子力産業の要請に合わせる方向をたどり始めたことを示すものである旨主張する。
しかしながら、ＩＣＲＰが政治や行政に左右されることなく、あくまでも、客観的・中立的立場から放射線防護に関する勧告を行っている機関であることは、公知の事実であり、ましてや原子力産業の要請に合わせることなどはおよそ考えられないから、原告らの右主張は失当である。
また、いわゆるＡＬＡＰの考え方の表現に若干の変化が見られるのは、勧告の表現をより具体的に分かり易くするためであって、勧告の趣旨とするところは、本質的に何ら変化していない。
（二）　原告らは、米国環境保護庁が、昭和五二年一月、公衆の全身被曝線量を年間〇・〇二五レムにする等の新基準値を設定していることをもって、我が国における公衆の許容被曝線量年間〇・五レムが過大であることの証左である旨主張するが、そもそも、米国環境保護庁が設定した右基準値は、正にＡＬＡＰの考え方を適用したというべきであって、決してＩＣＲＰの公衆の線量限度についての勧告値である年間〇・五レムを安全でないとしたものではないから、原告らの右主張は失当である。
ちなみに、米国における、我が国の公衆の許容被曝線量に相当するところの原子力発電所の運転による公衆の被曝線量に関する規制は、米国原子力規制委員会の米国連邦規則に定められているが、右基準によれば、我が国と同様、ＩＣＲＰ勧告に準拠して、〇・五レムとしている。
４　ゴフマン、タンプリン説及びＢＥＩＲ報告に関する主張について原告らは、ゴフマン、タンプリンが行った、米国の全国民が年間平均〇・一七レムの放射線を被曝すると仮定した場合における癌死者数の推定値及び米国の電離放射線の生物効果に関する諮問委員会の報告（いわゆるＢＥＩＲ報告一における右と同様の仮定をおいた場合における癌死者数等の推定値をもって、我が国における公衆の許容被曝線量である年間〇・五レムが危険である旨主張するが、右のゴフマン、タンプリンが行った研究については、米国原子力委員会により、右研究がその前提とする米国の全国民が年間〇・一七レムもの放射線被曝を受けるというような事態はあり得す、全く非現実的な仮定に立つばかりでなく、被曝による影響をも過大に評価しているとして批判されている。また、ＢＥＩＲ報告についても、米国放射線防護測定審議会（ＮＣＲＰ）により、同報告のリスクの推定値は過大であると批判されている。そもそも、右ＢＥＩＲ報告の目的とするところは、実際に生じるかもしれない障害等を評価することにあるのではなく、放射線防護のための規制の根拠を得ること、ないしは原子力開発利用によるリスクと他の社会的リスクとの相対的比較の資料を得ることにあり、このため、同報告は、必ずしも正確ではないことを自ら認めながらも、低線量の放射線の人体に対する影響を、高線量の放射線によって得られた動物実験の結果や疫学的データを用いて評価したものなのである。そこで、右のようなこれらのリスク評価の目的や、その前提となる種々の条件、仮定等によれば、右の推定値をもって、公衆の許容被曝線量の危険性の根拠とすることはできないから、原告らの右主張は失当である。


５　原爆による被曝線量の再評価に関する主張について原告らは、昭和四〇年に広島、長崎の原爆による被曝線量を推定した値、いわゆる一九六五年暫定線量（Ｔ６５Ｄ）を再評価したところによれば、右Ｔ６５Ｄを根拠とするＩＣＲＰ勧告値汲びＩＣＲＰ勧告に基づく我が国の許容被曝線量である年間につき〇・五レムは一般公衆にとって極めて危険であるから、早急に改定する必要がある旨主張する。
しかしながら、本件安全審査における公衆の許容被曝線量年間〇・五レムは、ＩＣＲＰ勧告を尊重し、放射線審議会の答申を受けて定められた値であり、放射線防護の観点から十分妥当なものである。
なお、我が国における公衆の許容被曝線量は、既に年間〇・一レムに変更されているが、この変更の経緯は、前記のとおりであり、従来の考え方を変えるものではなく、より安全性を指向するという放射線防護の基本姿勢を示したものである。いずれにしても、本件安全審査における平常運転時の公衆の被曝線量評価値は、ＡＬＡＰの考え方に基づいて定められた線量目標値指針の努力目標を十分に下回っているのであるから、右の許容被曝線量の変更が行われたことによっても、本件安全審査の合理性は何ら左右されるものではない。さらに、我が国の許容被曝線量は、既に年間〇・一レムに変更されているのであるから、原告らの右主張はその前提を欠き失当である。
６　ハンフォード工場における労働者被曝の研究に関する主張について原告らは、マンクーゾ、スチュアート及びニールらが行ったハンフォード工場における労働者被曝に関する研究結果によれば、低線量被曝による癌による死亡率は、ＩＣＲＰの見積りより一〇倍も高い旨主張するが、右マンクーゾらの研究のうち、昭和五三年の論文及びそれ以前に出された同旨の論文に対しては、ＢＥＩＲ委員会により、（１）低線量被曝による癌による死亡率を求めるには、この工場従業員数及び特に元従業員で既に死亡した人々の数が少なく、統計学上、信頼性が低い、（２）日本の原爆被曝生存者に見られた放射線によって昀も発生し易い（潜伏期間が短く、発生率の高い）白血病やリンパ腫、胃癌等がこの工場従業員死亡者の中にはほとんど見当たらない、（３）膵臓癌、多発性骨髄腫が従業員に高率に発生した原因として、放射線を考えるよりも、この工場がかって化学物質を取り扱っていた前歴があることから、他の癌原物質に曝露されていた可能性が高いといった問題点のあることが指摘されている。そこで、右のような欠陥のある研究結果を根拠として、低線量被曝に起因する癌による死亡率の算定の根拠とすることはできないから、原告らの右主張は失当である。
第二　本件原子炉施設が基本設計ないし基本的設計方針において災害の防止上支障
がないものであることについて
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１　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についての審査（一）　原子力発電における安全性の確保は、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。そして、このためには、事故防止に係る安全確保対策が必要であるとともに、さらに、原子炉施設の平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策、すなわち、原子炉施設の平常運転に伴って、不可避的に環境に放出される微量の放射性物質についても、これによる公衆の被曝線量を許容被曝線量等を定める件に規定する許容被曝線量以下に制限することが必要であるのみならず、ＡＬＡＰの考え方に基づいて、これを可及的に許容被曝線量より低減させるための対策が望ましい。
（二）　原子炉設置許可に際しての安全審査について、申請に係る原子炉施設が、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における被曝低減対策を確保し得るものであるかどうかを判断するに当たっては、当該原子炉施設につき、以下のような事項について確認する必要がある。
（１）　第一に、当該原子炉施設が、原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量を抑制できる対策が採られることとされているかどうかを、主に次の二点において確認する。
（１）　放射性物質が冷却水中に現れることを抑制できるかどうか。（２）　冷却水中から原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質を、その形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄設備が設けられているかどうか。（２）　第二に、原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量、環境中における線量率等を、それぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられているかどうかを確認する。
（３）　第三に、平常運転時における被曝低減対策の総合的な妥当性を評価する観点から、原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質からの放射線による公衆の被曝線量が適切に評価され、かつ、その評価値は許容被曝線量である年間〇・五レムを下回ることはもちろんのこと、線量目標値指針が定める線量目標値、すなわち、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・〇一五レムをそれぞれ下回ることとなっているかどうかを確認する。（三）　ところで、線量目標値指針において、右（二）（３）のとおりの評価基準が設けられた理由は、以下のとおりである。


（１）　原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質には、希ガス、ヨウ素、鉄、マンガン、コバルト、トリチウム等がある。これらによる公衆の被曝経路としては、（１）気体として放出された放射性物質が空気中に拡散している間にこれから放出される放射線による外部被曝、（２）気体として放出された後、地表に沈着した放射性物質から放出される放射線による外部被曝、（３）気体として放出された放射性物質を吸入したり、これらが付着した農作物等を摂取することによる内部被曝、（４）液体として放出された放射性物質から放出される放射線によって遊泳中や漁業活動中に受ける外部被曝、（５）液体として放出された放射性物質を取り込んだ海産物を摂取することによる内部被曝が考えられる。（２）　ところで、これまでの軽水型原子炉の運転経験、放射線等に関する調査、研究によれば、軽水型原子炉の平常運転に伴って放出される放射性物質の中では量的には希ガスが昀も多いことが知られている。希ガスは、透過力の強いガンマ線を放出するなめ、これに被曝すると、全身被曝の可能性が生ずることもある。また、ヨウ素は、海藻等に濃縮したり、葉菜類に付着する等の性質があるとともに、人体内部に取り込まれた場合には甲状腺に集まる特性があることが知られている。さらに、鉄、マンガン、コバルト等は、気体廃棄物中にはほとんど含まれていないが、液体廃棄物中に占める割合が高く、また海産物中で濃縮する性質を有するため、それらを取り込んだ海産物を摂取した場合には、人体に比較的大きな被曝を与える可能性があることが知られている。また、人体が被曝することによって受ける影響については、各臓器が個別的に被曝する場合よりも全身にわたって被曝する場合の方が大きいこと等が判明している。
右のような事実を総合的に考慮すると、右（１）、（１）の被曝経路における希ガスから放出されるガンマ線による外部全身被曝が昀も主要なものである。次に、同（３）の被曝経路におけるヨウ素に起因する内部甲状腺被曝及び同（５）の被曝経路における放射性物質による内部全身被曝が主要なものであり、他の被曝経路によるものは無視し得る程度のものであることが判明している。そこで、右のような主要な被曝経路について、公衆の被曝線量を定量的に評価し、その値が十分低いものであれば、公衆の被曝線量は、右以外の経路の被曝の寄与分を考慮しても、なお低く抑えられると判断できるのである。
２　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本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において平常運転時における被曝低減対策に係る安全性を確保し得るもの、すなわち、平常運転時における被曝低減対策との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものと判断された。
（一）　環境への放射性物質放出の抑制
本件安全審査においては、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針について、原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量を抑制できるものと判断された。
（１）　放射性物質の冷却水中への出現の抑制
原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被曝線量を低減するためには、冷却水中に現れる放射性物質をできる限り少なくすることが望ましい。原子炉の平常運転に伴い原子炉施設内に蓄積される主な放射性物質としては、（１）燃料の核分裂反応によって燃料被覆管内に生成される核分裂生成物等と、（２）冷却水が接する機器や配管の内面等の腐食によって生成された腐食生成物等が中性子により放射化されることによって生じる放射化生成物の二種類がある。そして、前者については、それを燃料被覆管内に閉じ込めることにより、後者については、冷却水について適切な水質管理を行うこと等によってその出現を極力防止し得ることによりこれらの放射性物質の冷却水中への出現を抑制している。本件安全審査においては、まず、（１）核分裂生成物等については、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管の健全性が支持されるような設計となっていること、（２）放射化生成物については、冷却水の水質を腐食の生じ難い清浄な状態に保っために原子炉冷却材浄化系濾過脱塩装置、復水濾過・脱塩装置等の水質管理を行う設備が設けられること等が確認された結果、本件原子炉施設は、放射性物質が冷却水中に現れるのを抑制できるものと判断された。
（２）　冷却水中から原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質の処理原子力発電所においては、右に述べたような対策にもかかわらず、（１）多数の燃料棒のうちのごく一部のものの燃料被覆管にピンホール等が生じる可能性を完全には除去することはできず、このピンホール等から核分裂生成物等が冷却水中に漏洩することがあり、また、（２）冷却水が接する機器や配管の内面等のすべてにわたって腐食を完全に防止することは困難であり、したがって、極めて微量ではあるが放射化生成物の発生は不可避であること等の理由から、冷却水中に微量とはいえ放射性物質が現れることは避けられない。
右のようにして冷却水中に現れた放射性物質の大部分は、原子炉冷却系統設備内に閉じ込められるが、右の放射性物質の一部は、冷却水の清浄度を保っために行う浄化処理の過程において原子炉冷却系統設備外に取り出され、また、復水器から抽出される空気あるいはポンプ、バルブ等から漏洩してくる水と共に原子炉冷却系統設備外に漏洩する。したがって、これら原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質については、放射性廃棄物廃棄設備により適切な処理を行い、環境への放射性物質の放出をできる限り低く抑えなければならないのである。本件安全審査においては、本件原子炉施設には、以下のとおり、原子炉冷却系統設備外に現れる放射性物質について、気体、液体、固体の各形態に応じて適切に処理し得る放射性廃棄物廃棄設備が設けられていることが確認された。
ア　気体状の放射性物質
本件原子炉施設において発生する主な気体状の放射性物質としては、（１）平常運転時に、復水器内の真空を保っため復水器空気抽出器により復水器内から連続的に抽出される空気中に含まれる放射性物質、（２）タービンの停止後比較的短時間のうちにこれを再起動させる場合に、復水器内を真空にするために用いられる真空ポンプの運転により復水器内から間欠的に放出される空気中に含まれる放射性物質（但し、右間欠放出の回数は少なく、かつ一回当たりの放射性物質の放出量も少ない。）、（３）ポンプ、バルブ等から漏洩する冷却水の蒸気等により原子炉建家内等の空気に含まれる放射性物質の三種類があり、これらの気体状の放射性物質には、クリプトン、キセノン等の希ガス、空気中に浮遊する粒子状の放射性物質等がある。


本件安全審査においては、右（１）については、希ガスを長期間保留してその放射能を十分に減衰させる活性炭式希ガスホールドアップ装置、粒子状の放射性物質を捕捉するフィルタ（濾過器）、及び拡散、希釈するための排気筒が設けられること、右（２）については、これを拡散、希釈するための排気筒が設けられること、右（３）については、粒子状の放射性物質を捕捉するフィルタ、及び拡散、希釈するための排気筒が設けられること等がそれぞれ確認された結果、これを適切に処理し得る設備が設けられているものと判断された。
イ　液体状の放射性物質
本件原子炉施設において発生する主な液体状の放射性物質としては、（１）ポンプ、バルブ等からの漏洩水等のうち、比較的放射能濃度が高く、不純物が少ない機器ドレン廃液及び比較的放射能濃度が低く不純物が多い床ドレン廃液、（２）復水脱塩装置や放射性廃棄物廃棄設備で使用された樹脂を再生する際に発生する再生廃液等の比較的放射能濃度が高く、不純物が多い化学廃液、（３）発電所の従業者が使用した衣類等の洗濯により発生する廃液で、放射能濃度が極めて低い洗濯廃液の三種類がある。
本件安全審査においては、右（１）のうち機器ドレン廃液については、放射化生成物を含む固形分を取り除くためのクラッド除去装置及び濾過装置が、またイオン状の不純物を取り除くための脱塩装置等がそれぞれ設けられること（その処理水は原子炉の冷却水等として再使用される。）、右（１）のうち床ドレン廃液及び右（２）の化学廃液については、蒸留して不純物を分離するための蒸発濃縮装置、蒸留水中のイオン状の不純物を取り除くための脱塩装置等が設けられること（その処理水は原子炉の冷却水等として再使用され、蒸留した際に残る濃縮廃液は、固体状の放射性物質として処理される。）、右（３）の洗濯廃液については、固形分を除くための濾過装置等が設けられ、処理水は復水器冷却用の海水に混合、希釈し、環境へ放出されること等がそれぞれ確認された結果、本件原子炉施設において発生する液体状の放射性物質については、これらをその性状に応じて適切に処理し得る設備が設けられるものと判断された。
ウ　固体状の放射性物質
本件原子炉施設において発生する主な固体状の放射性物質としては、（１）右イの冷却水の浄化処理等のために使用される脱塩装置等から発生する使用済樹脂、（２）右イの床ドレン廃液及び化学廃液の蒸発濃縮処理の結果として残る濃縮廃液、（３）機器の点検や修理の際に冷却水に触れるなどして放射性物質が付着した布切れや紙くず、気体状の放射性物質を捕捉するために使用されたフィルタ等の雑固体廃棄物の三種類がある。
本件安全審査においては、右（１）のうち比較的放射能濃度が低いものについては、固化材と混合してドラム缶詰めする装置が設けられること、比較的放射能濃度が高いものについては、貯蔵するためのタンクが設けられること、右（２）については、放射能を減衰させるための貯蔵タンク及び固化材と混合してドラム缶詰めする装置が設けられること、右（３）については、圧縮減容する装置及びドラム缶詰めする装置が設けられること、更に、右の各ドラム缶は、固体廃棄物貯蔵庫に適切に貯蔵、保管し得ること等が確認された結果、本件原子炉施設において発生する固体状の放射性物質については、適切に処理し得る設備が設けられるものと判断された。
（二）　放射性物質の放出量等の監視
原子炉施設の平常運転に伴って放射性物質を環境に放出するに当たっては、放射性廃棄物廃棄設備が正常に機能していること等を確認するために、その放出量及び放出後における線量率等を的確に監視することのできる設備を設けることが必要である。
本件安全審査においては、本件安全審査について、まず、（１）気体廃棄物に関しては、活性炭式希ガスホールドアップ装置の前後にそれぞれ放射線量を連続的に監視する放射線モニターが設けられること、排気筒から環境への放出量を連続的に監視するために排気筒に放射線モニターが設けられること等が、（２）液体廃棄物に関しては、環境に放出する前に放射性物質の濃度が十分に低いことを確認するため、一旦サンプルタンクに貯留し、放射性物質の濃度をサンプリングして測定する設備が設けられること、復水器の冷却水放水路につながる排水環境に放出量を連続的に監視する放射線モニターが設けられること等がそれぞれ確認され、また、環境中の線量率等の監視については、本件原子炉施設の周辺にモニタリングポスト等の線量率等を測定する設備が設けられること等が確認された結果、本件原子炉施設には、その平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の放出量、環境中における線量率等をそれぞれ的確に監視することのできる放射線管理設備が設けられるものと判断された。
（三）　公衆の被曝線量の評価
本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量を抑制できるものと判断されるが、本件安全審査においては、念のため更に、これによる公衆の被曝線量の評価の妥当性について審査を行い、その結果、右評価は適切になされており、かつ、その評価値は許容被曝線量である年間〇・五レムを下回ることはもちろんのこと、線量目標値指針に定められた線量目標値をも下回るものであると判断された。
（１）　被曝線量評価方法の妥当性
原子炉施設の平常運転に伴って環境に放出された気体状及び液体状の放射性物質は大気中や海水中において拡散、希釈するが、公衆は、この拡散、希釈した放射性物質から放出される放射線によって被曝したり、更には、この拡散、希釈した放射性物質を吸入したり、それを取り込んだ海産物等を摂取したりすること等によって被曝することがあり得る。
公衆に対する被曝線量の評価が適切になされているといえるためには、まず当該原子炉施設から放出される気体状及び液体状の各放射性物質の放出量、放出後における大気中や海水中での拡散、希釈の状況等評価の前提条件の設定等評価方法が妥当なものでなければならない。
本件安全審査においては、本件原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被曝線量の評価に当たっては、以下のとおりの事項が確認され、その結果、被曝線量の評価方法は妥当であると判断された。


第一に、気体廃棄物については、（１）本件原子炉施設から大気中への放出量につき、平常運転時に復水器から連続的に抽出される空気中に含まれる放射性希ガスの放出率毎秒一・一ミリキュリー（年間放出量約二万八〇〇〇キュリー、年間稼働率八〇パーセント）は、先行炉の実績値よりも大きい全希ガス漏洩率に基づいて計算された厳しいものであること、また、真空ポンプの運転により間欠放出される放射性希ガスについての一回当たりの放出量一一〇〇〇キュリー一及び年間の放出回数（五回）は先行炉の実績を踏まえて想定されている合理性のあるものであること、原子炉建家等の換気設備から連続的に放出される空気中に含まれる放射性希ガス毎秒〇・六八ミリキュリー（年間放出量約一万七〇〇〇キュリー、年間稼働率八〇パーセント）も、右全希ガス漏洩率に基づいて計算された厳しいものであること、更に、真空ポンプの運転による間欠放出及び換気設備系から連続的に放出される放射性ヨウ素の放出量（約五・五キュリー）についても先行炉の実績を踏まえて想定される合理性のあるものであること等、（２）気体廃棄物の拡散、希釈の状況については、本件原子炉敷地における気象観測が季節ごとの変化を考慮して一年間にわたって行われており、その気象観測により得られた気象資料は、長期間の気象条件を代表していることから、その結果に基づく拡散、希釈の解析方法は、妥当なものであること等が確認された。第二に、液体廃棄物については、（１）本件原子炉施設から海水中への放出量につき、年間の放出量（トリチウム以外のもの一キュリー、トリチウム一〇〇キュリー）については、先行炉における実績等から見て安全側に立った放出量の想定であること、（２）液体廃棄物の拡散、希釈の状況については、復水器冷却水放水口に放出された液体廃棄物は、実際はその放出後、前面海域において拡散、希釈することによってその濃度は低くなるにもかかわらず、その効果を無視し、右放水口における濃度をそのまま用いていること等が確認された。以上の結果から、本件原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被曝線量の評価の前提条件の設定等評価方法は妥当なものであると判断された。
（２）　被曝線量評価値の妥当性
本件原子炉施設の平常運転時における公衆に対する線量評価値が妥当であるといえるためには、適切な評価方法の下で、許容被曝線量である年間〇・五レムを下回ることはもちろんのこと、線量目標値指針に定められた線量目標値をも下回るものでなければならないのは当然である。
本件安全審査においては、右のような各種の厳しい条件を設定した場合においても、本件原子炉の平常運転に伴う公衆の被曝線量の昀大値は、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量が年間約〇・〇〇〇三レム、液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量が年間約〇・〇〇〇二レム、合計全身被曝線量値が年間約〇・〇〇〇五レムと評価されること、また、放射性ヨウ素に起因する甲状腺被曝線量の昀大値は年間約〇・〇〇一四レムと評価されることが確認された結果、本件原子炉施設は、その平常運転に伴って環境へ放出される放射性物質からの放射線による公衆の被曝線量の評価値が、許容被曝線量である年間〇・五レムをはるかに下回ることはもちろんのこと、線量目標値指針に定められた線量目標値、すなわち、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合計値についての年間〇・〇〇五レム、放射性ヨウ素に起因する甲状腺被曝線量についての年間〇・〇一五レムをもそれぞれ十分下回るものと判断された。
なお、右本件安全審査における公衆の被曝線量評価値は、本件処分後に許容被曝線量等を定める告示の改正に伴い公衆に対する線量当量限度として定められた実効線量当量一ミリシーベルト（〇・一レム）に照らしても、これをはるかに下回っている。
３　本件原子炉施設の平常運転時における公衆の被曝低減対策に係る安全性に関す
る原告らの主張に対する反論
（一）　気体廃棄物に関する主張について
（１）　気体廃棄物の放出量に関する主張について
原告らは、本件原子炉よりも小型の原子炉ですら、本件原子炉から放出されるとする気体廃棄物の数十倍も放出されていること、これまでの原子力発電所における真空ポンプによる間欠放出回数の実績が年間五回を上回っていること等から、本件安全審査における気体廃棄物の放出量は過少評価である旨主張する。しかしながら、原告らが主張する「本件原子炉よりも小型の原子炉」がいかなる原子炉を指すのか、あるいは、原告らが昭和五一年度の間欠放出の実績として掲げる回数がいかなる根拠に基づくものかは明らかではないが、いずれにせよ、原告らの右主張は、以下に述べるとおり失当である。
すなわち、被告は、右被曝線量の評価に際して、本件原子炉施設から環境に放出される気体廃棄物の量を、復水器内から連続的に抽出され空気中に含まれるもの約二万八〇〇〇キュリー、真空ポンプの運転により間欠的に放出され空気中に含まれるもの五〇〇〇キュリー、換気設備から連続的に放出され空気中に含まれるもの約一万七〇〇〇キュリー等（合計年間約五万キュリー）と想定してい乙ところ、本件安全審査当時の昭和五〇年度における東京電力福島第一原発における気体廃棄物の放出実績は、同発電所三号炉までの三基（合計電気出力約二〇三万キロワット）の各放出実績を合計しても一万六〇〇〇キュリー（なお、本件原子炉も含めた昀近の我が国における沸騰水型原子炉の気体廃棄物の放出実績は、ほとんど検出限界以下、又は極めて低い値となっている。）に過ぎないことからも明らかなように、本件原子炉施設からの被曝線量を評価する際に想定した放出量は、近年の原子力発電所からの気体廃棄物の放出実績に照らしても、十分に安全側に立つものであって、合理的なものである。
したがって、原告らの主張は失当である。
なお、右間欠的な放出回数は、単なる原子炉の停止回数を指すものではなく、タービン停止後、比較的短時間に再起動させる際の真空ポンプの運転による放出回数を指すものであって、タービン停止から再起動までに比較的長時間を要するもの、すなわち、右期間中に復水器内の放射性物質の放射能が減衰し、再起動に際し真空ポンプを運転してもそれによって放射性物質が環境に放出されることがほとんどないような停止、具体的には、計画停止や定期検査による停止を含まない。（２）　放射性ヨウ素の被曝線量に関する主張について原告らは、本件安全審査において、平常運転時に本件原子炉施設から放出される放射性ヨウ素について、その濃縮を考慮した被曝線量評価が欠落している旨主張する。


しかしながら、本件安全審査において、平常運転時に本件原子炉施設から放出される放射性ヨウ素については、気体廃棄物及び液体廃棄物中の各ヨウ素が呼吸、葉菜、牛乳及び海産物を介して、成人、幼児及び乳児にそれぞれ摂取されるとした場合における甲状腺被曝線量を評価しており、その際、当然、空気中又は海水中のヨウ素濃度、空気中のヨウ素が葉菜あるいは牛乳に移行する割合、海産物の濃縮係数、呼吸等により人体に摂取されたヨウ素が甲状腺に移行する割合等をも考慮した評価を行っている。
したがって、原告らの主張は失当である。
（３）　粒子状放射性物質の被曝線量評価に関する主張について原告らは、本件安全審査においては、平常運転時に本件原子炉施設から放出されるコバルト六〇、マンガン五四、ストロンチウム九〇、セシウム一三七等の粒子状放射性物質についての被曝線量評価を行っておらず、安全審査における被曝線量評価は部分的である旨主張する。
しかしながら、本件安全審査において、本件原子炉施設から放出される気体廃棄物中に含まれる粒子状放射性物質について具体的な線量評価を行わなかったのは、コバルト六〇等はいずれも揮発性でないこと等から、冷却水中に発生しても気体中に移行するものはごく微量であり、また、気体中に移行したものについても放射性廃棄物廃棄設備に設けられたフィルタによって容易に除去できるため、本件原子炉施設から環境に放出される気体廃棄物中に含まれる粒子状放射性物質の量は極めて微量なものである。したがって、気体廃棄物中に含まれる粒子状放射性物質による被曝線量は無視できる程度に過ぎず、厳しい条件を設定した公衆の被曝線量評価上は、特にこれを取り上げて具体的に計算、評価するまでもないと判断されたためである。
よって、原告らの主張は失当である。
（４）　ムラサキツユクサを用いた実験に関する主張について原告らは、ｋの原発周辺におけるムラサキツユクサの雄しべ毛の細胞を用いた突然変異に関する実験結果を根拠に、本件安全審査の際における平常運転時の被曝線量評価は欺瞞的である旨主張する。
しかしながら、ムラサキツユクサの雄しべ毛の細胞は、放射線のみならず、温度、降雨、日照、農薬、自動車排気ガス等の諸要因に対しても高い感受性を示すため、ムラサキツユクサを用いた野外での実験によって、その雄しべ毛の細胞における突然変異の発生に対する放射線の寄与を正確に把握することは現実的にはほとんど不可能に近いものであり、仮に可能であるとしても、そのためには、実験の方法や実験結果の解析の方法等を極めて慎重かつ緻密に行わなければならない。ところが、ｋの右実験は、観察本数、観察地点の選定等諸々の点において極めて不十分なものであって、到底、右突然変異の発生に対する放射線の寄与を評価できる内容のものではない。また、ｋは、突然変異率の上昇の原因を原子炉施設から放出される放射性ヨウ素であると推論しているが、同人も自認するとおり、そもそも放射性ヨウ素の定量的評価は行えなかったのであるから、放射性ヨウ素が突然変異率上昇の原因であるとの結論を導くことは困難である。
したがって、右実験に基づく被曝線量の推計方法の問題点について指摘するまでもなく、右実験を根拠に、本件安全審査の際の本件原子炉施設の平常運転時における被曝線量の合理性を云々することは到底できないのであり、原告らの右主張は失当である。
（二）　液体廃棄物に関する主張について
（１）　洗濯廃液の発生量に関する主張について
原告らは、液体廃棄物による被曝線量評価に関し、洗濯廃液の発生量が常識的には考えられないほど過少数値となっており、したがって、本件安全審査における洗濯廃液中の放射性物質の放射能量の評価には根拠がない旨主張するが、本件安全審査においては、洗濯廃液の発生量を、先行炉である東京電力福島第一原発一号炉の実績に基づき、一日当たり一五立方メートルと想定したものであるところ、同発電所一号炉の昭和四七年度から同四九年度までの実績では、一日当たり一〇立方メートル以下に過ぎないのであるから、右想定は十分安全側に立つものであり、原告らの右主張は失当である。
（２）　放出放射性物質の濃度に関する主張について
原告らは、液体廃棄物の放出は間欠的であり、特に定期検査時に放出される液体廃棄物における放射性物質の濃度は通常よりも高いにもかかわらず、年間を通して復水器冷却水に平均的に希釈されるとして被曝線量評価を行っているのは不当である旨主張するが、本件安全審査においては、公衆の被曝線量が十分低く抑えられるようになっているかどうかを判断するに当たって、公衆の年間の累積被曝線量を評価しているのであるから、一様の連続放出を仮定することには何ら不都合な点はないから、原告らの右主張は失当である。
（３）　核種組成に関する主張について
原告らは、本件安全審査における液体廃棄物中の放射性物質の核種組成は、敦賀原発の実績に照らすと、被曝線量の評価結果が小さくなるように意図的に決められている旨主張するが、本件安全審査における液体廃棄物中の放射性物質の核種組成は、先行炉の運転実績に基づき、各核種の濃縮係数と被曝線量への換算とを考慮して、被曝線量の計算結果が厳しくなるように（すなわち安全側に立って）定められたものであるところ、原告らの引用する敦賀原発の核種組成は、本件安全審査における核種組成と比較して、コバルト六〇及びマンガン五四の割合は大きいが、反面、被曝線量への寄与の大きい鉄五九等他の核種の割合は小さいため、仮に、右実績に基づいて本件原子炉施設の被曝線量を評価したとしても、全体としてはむしろ本件安全審査における被曝線量値よりも小さくなるのであるから、原告らの右主張は失当である。
（４）　濃縮係数に関する主張について


原告らは、海産物の濃縮係数について、その数値も計算方法も確立したものではないばかりでなく、我が国においては研究すら行われておらず、本件安全審査に用いられた濃縮係数も外国文献を引用しており、また、対象とした魚や海藻の種類も不明である旨主張するが、本件安全審査で使用した濃縮係数は、トンプソンらの濃縮係数総合報告書から引用した値を用いているところ、右トンプソンらの報告書は、多数の元素につき過去の情報をできるだけ総合してまとめあげたもので、我が国の研究者による成果も多数取り入れられている。また、右報告書に取りまとめられた濃縮係数は広い範囲から得られた多数の測定値からその平均レベルを求めており、米国における規制においても採り入れられている。そして、本件安全審査で使用された濃縮係数は、右報告書のうち、放射性核種の濃縮係数を採らずに、安定元素の濃縮係数を採用している（前者よりも後者の値が概して高めに出ていることから安全側に考慮していることになる。）ことからみても、その値は十分合理的である。（５）　被曝線量評価におけるトリチウムの評価に関する主張について原告らは、本件安全審査においては、平常運転時に本件原子炉施設から放出されるトリチウムについて全く無審査である旨主張するが、本件安全審査における公衆の被曝線量評価は、原子炉施設の平常運転に伴う公衆の被曝経路のうち、人体に対する主要な被曝経路（（１）放射性希ガスから放射されるガンマ線による外部全身被曝、（２）ヨウ素に起因する内部甲状腺被曝、（３）液体として放出された放射性物質（トリチウムを含む。）に起因する内部全身被曝）を対象として行っている。これは、主要な被曝経路についての定量的な評価による線量値が十分低ければ、被曝線量評価の対象としなかった経路の被曝線量による寄与分を考慮してもなお、十分低く抑えられるものと判断できるところから、本件安全審査においては、右の主要な被曝経路について、公衆の被曝線量評価を行ったものであって、本件安全審査における被曝線量評価は妥当なものであり、原告らの右主張は失当である。
二　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性
１　原子炉施設の事故防止対策に係る安全性についての審査（一）　原子力発電における安全性の確保は、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。原子炉の平常運転に伴い原子炉施設内に蓄積される主な放射性物質としては、（１）燃料の核分裂反応によって生じる核分裂生成物等で、燃料被覆管の内部に存在するものと、（２）右核分裂生成物のうち燃料被覆管から冷却水中に侵出してきたもの及び冷却水が接する機器や配管の内面等の腐食によって生成された腐食生成物等が中性子により放射化されることによって生じる放射化生成物等で、冷却水中に存在するものとに分けて考えることができる。そして、原子炉施設においては、平常運転時には、右のようにして発生した放射性物質のうち前者を燃料被覆管内に、後者を圧力バウンダリを含も原子炉冷却系統設備内にそれぞれ閉じ込め、また、異常時には、前者を燃料被覆管内に、後者を圧力バウンダリ内にそれぞれ閉じ込めることによって、これらが環境へ放出されることを防止して、その安全性を確保することを基本的な対策としている。すなわち、原子炉施設においては、平常運転時はもちろんのこと、異常時においても、燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性を維持することが重要となる。そこで、原子炉施設の安全性を確認するためには、まず、燃料被覆管や圧力バウンダリ自体における異常の発生を防止することが基本となる。次に、右異常が発生した場合においては、それが拡大したり、更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展拡大することを防止することになる。これに加えて、仮に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止し、公共の安全を確保することとしているのである。原子炉施設の安全性を確保するためには、右のように、いわゆる多重防護の考え方に基づいた各種の事故防止対策が講じられているのである。
（二）　そこで、原子炉設置許可に際しての安全審査において、申請に係る原子炉施設が、その基本設計ないし基本的設計方針において、右の事故防止対策に係る安全性を確保し得るものであるかどうかを判断するに当たっては、当該原子炉施設について、右に述べた多重防護の考え方に従って、以下のとおり、そのそれぞれの段階において、各種の事故防止対策が講じられ、安全性が確保されることとなっていることを確認するのである。
（１）　第一に、所要の異常発生防止対策が講じられるかどうかを確認する。このため燃料被覆管や圧力バウンダリ自体における異常の発生を防止するとともに、これらの健全性に影響を与える他の機器等の異常の発生を防止することができることを、以下のような事項について確認する。
（１）　燃料の核分裂反応を確実かつ安定的に制御することができるかどうか。（２）　核分裂生成物等を閉じ込めるべき燃料被覆管は、熱的、機械的、化学的影響によってその健全性が損なわれることのない余裕のあるものかどうか。（３）　放射性物質を閉じ込めるべき圧力バウンダリは、機械的、化学的影響によってその健全性が損なわれることのない余裕のあるものかどうか。（４）　燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は、これらに起因する異常の発生を防止し得る信頼性が確保されるかどうか。（２）　第二に、所要の異常拡大防止対策が講じられるかどうかを確認する。このため、右の第一の対策にもかかわらず、右異常が発生した場合においても、それが拡大したり、更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止できることを、以下のような事項について確認する。（１）　燃料被覆管及び圧力バウンダリ並びにこれらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に異常が発生した場合に所要の措置が採れるよう、その異常の発生を早期にかつ確実に検知し得るかどうか。
（２）　燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に発生した異常が大きなものであり、それに対し、迅速な措置を講じなければ燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性が損なわれるおそれのある場合に備え、所要の安全保護設備が設置されるかどうか。
（３）　右の各安全保護設備は、いずれも確実に所期の機能を発揮し、信頼性が確保されるかどうか。
（４）　安全保護設備等の設計の総合的な妥当性に関する解析評価（念のため、あえて原子炉施設の寿命期間中にその発生が予測される代表的な起因事象を幾つか想定し、また、その解析評価に際しては、評価結果が厳しくなるような前提条件を設定して行う解析評価（これを安全審査においては「運転時の異常な過渡変化解析」と呼んでいる。））によっても、燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性を確保できることとなっているかどうか。


（３）　第三に、所要の放射性物質異常放出防止対策が講じられるかどうかを確認する。このため、右第一及び第二の対策にもかからず、仮に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止し、公共の安全を確保することができることを、以下のような事項について確認する。
（１）　圧力バウンダリを構成する配管の破断等が発生する場合に備え、所要の安全防護設備が設置されるかどうか。
（２）　右の安全防護設備は、いずれも確実に所期の機能を発揮し、信頼性が確保されるかどうか。
（３）　安全防護設備等の設計の総合的な妥当性に関する解析評価（原子炉施設において現実に発生する蓋然性は非常に低いが、念のため、敢えて放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態をもたらす代表的な起因事象を幾つか想定し、また、その解析評価に際しては、評価結果が厳しくなるような条件を設定して行う解析評価（これを安全審査においては「事故解析」と呼んでいる。））によっても、放射性物質の環境への異常な放出が防止できるかどうか。
２　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性
本件安全審査においては、本件原子炉施設が右に述べた事項を満足するものかどうかについて慎重な検討を行った結果、本件許可申請は、右各事項に係るＥＣＣＳ安全評価指針、安全設置審査指針等の審査基準等に照らし、その基本設計ないし基本的設計方針において、事故防止対策に係る安全性を確保し得るもの、すなわち、事故防止対策との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものとして設置されると判断された。
（一）　異常発生防止対策
本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、燃料被覆管や圧力バウンダリ自体における異常の発生を防止するとともに、これらの健全性に影響を与える他の機器等の異常の発生を防止するところの異常発生防止対策が講じられるものと判断された。
（１）　燃料の核分裂反応の確実かつ安定的な制御
原子炉における異常の発生を防止するためには、まず、燃料の核分裂反応を確実にかつ安定的に制御する必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設において使用される燃料の濃縮度（燃料中の全ウランに対するウラン二三五の占める重量の割合）は、平均で約二・二パーセントと低濃縮度のものであること、及び本件原子炉は、軽水型原子炉であって、核分裂反応の割合が増大して燃料及び冷却水の各温度が上昇すれば、それに伴って核分裂反応が抑制されるという性質、すなわち、核分裂反応に対して固有の自己制御性があることから、燃料の健全性に影響を及ぼすような出力の振動は生じないこと（なお、この特性は、異常発生防止に有効であるのみならず、異常が発生した場合においても、急激な出力上昇の程度を緩和し、核的逸走を制御する効果を有している。）、また、これに加えて本件原子炉施設には、燃料の核分裂反応を安定的に制御する反応度制御系（制御棒）、再循環流量制御系等からなる原子炉出力制御設備が設けられること等が確認された結果、本件原子炉施設は、燃料の核分裂反応を確実にかつ安定的に制御することができるものと判断された。
（２）　燃料被覆管の健全性の維持
燃料ペレットを密封し、核分裂生成物等を閉じ込めている燃料被覆管は、その健全性を維持することのできる余裕をもった設計が行わなければならない。燃料被覆管を損傷させる要因としては、（１）核分裂反応によって発生する熱に比べて除去される熱が少ないために燃料被覆管の温度が上昇し、燃料被覆管が焼損してしまうこと、（２）燃料ペレットと燃料被覆管との相対的な熱膨張差によって生じるひずみにより燃料被覆管が機械的に損傷してしまうこと、（３）燃料ペレットから浸出した、主としてガス状の核分裂生成物等による内圧や冷却水による外圧等により燃料被覆管が機械的に損傷してしまうこと、（４）燃料被覆管が冷却水中の不純物等により化学的腐食を起こし損傷してしまうこと等が考えられる。本件安全審査においては、（１）燃料被覆管の焼損防止については、定格出力（電気出力約一一〇万キロワット）で運転等における昀小限界出力比が、燃料被覆管を焼損させないための限界値一・〇七を十分に上回る一・一九以上に維持し得るように設計されること、（２）燃料ペレットとの熱膨張差による燃料被覆管の機械的損傷防止については、右熱膨張差が平常運転時における燃料の単位長さ当たりの発熱量（線出力密度）の大小に依存するところ、これが燃料被覆管が損傷を起こすおそれの生じる約八三キロワット毎メートルを十分に下回る約四四キロワット毎メートル以下に抑えられること、（３）内圧や外圧等による燃料被覆管の機械的損傷防止については、使用される燃料被覆管が十分な強度をもって設計されること、（４）燃料被覆管の化学的腐食による損傷防止については、使用される燃料被覆管には耐食性に優れた金属（ジルカロイー２）が使用されること等が確認された結果、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管は、熱的、機械的、化学的影響によってその健全性が損なわれることのない、余裕のあるものであると判断された。
（３）　圧力バウンダリの健全性の維持


燃料被覆管と共に放射性物質を閉じ込める重要な機能を担う圧力バウンダリも、その健全性を維持することのできる余裕をもった設計が行わなければならない。圧力バウンダリを損傷させるに至る要因としては、（１）圧力容器内の圧力等が過大となって圧力バウンダリが機械的に損傷してしまうこと、（２）圧力バウシダリについては、それが核分裂反応による中性子照射を受け続けることにより脆性破壊を起こしてしまうこと、（３）圧力バウンダリが冷却水中の不純物中により化学的腐食を起こして損傷してしまうこと等が考えられる。本件安全審査においては、（１）圧力バウンダリの機械的損傷の防止については、圧力制御装置によって、圧力容器内の圧力を自動的にほぼ一定（約七一キログラム毎平方センチメートル）に保つとともに、圧力バウンダリが、右圧力に対して十分な余裕をもって（例えば、圧力容器の設計圧力として、約八八キログラム毎平方センチメートルが設定されている。）設計されること等が、（２）圧力容器の脆性破壊防止については、（４）脆性破壊防止を十分考慮した延性の高い材料が使用されること、（ｂ）圧力容器内に脆性遷移温度の変化を知るための試験片を取り付けることができるように設計されること、（ｃ）圧力容器の昀低使用温度を脆性遷移温度より摂氏三三度以上高くすることができるように設計されること等が、（３）圧力バウンダリの化学的腐食による損傷防止については、（ａ）必要に応じて、耐食性に優れた材料であるステンレス鋼が使用されること、（ｂ）腐食の要因となる冷却水中の塩素濃度、ｐＨ値等を管理する等、冷却水について、適切な水質管理が出来るように設計されること等が、また、圧力バウンダリを構成する機器及び配管は、運転開始後の検査によって、その健全性を確認できるように設計されること等が確認された結果、本件原子炉施設の圧力バウンダリは、機械的、化学的影響によってその健全性が損なわれることのない、余裕のあるものであると判断された。
（４）　燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設
備の信頼性の確保
燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は、信頼性が確保され、原子炉が安定して運転し得るだけの余裕のある設計がされなければならない。燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備としては、燃料棒を支持する炉心支持構造物等の圧力容器の内部の構造物、原子炉冷却系統設備、原子炉出力制御設備等がある。これらの設備については、（１）性能や強度等に余裕をもった設計とし、また、（２）誤操作防止のため、運転員の操作に対する適切な配慮をするとともに、（３）必要な場合には自動制御装置を設置する。
本件安全審査においては、（１）本件原子炉施設において用いられる右各設備は、いずれも性能や強度等に十分な余裕をもって設計されること、（２）誤操作を防止するため、（ａ）原子炉冷却系統設備や原子炉出力制御設備等に、各設備の状態を正確に把握することができるように、圧力、温度、流量等を測定する計測装置が設けられること、（ｂ）原子炉出力制御設備には、運転員が誤って制御棒を引き抜こうとしても同時に二本以上引き抜けなくする等のインターロックが掛かる装置が設けられること、（３）本件原子炉施設には、原子炉の運転が正常な状態からずれた場合、これを自動的に修正する自動制御装置が設けられること、例えば、平常運転中タービン入口の蒸気加減弁を自動的に作動させることにより圧力容器内の圧力を一定に保持する圧力制御装置、並びに主蒸気流量、給水流量及び原子炉水位の三要素により圧力容器内の水位を自動的にあらかじめ設定された値に保持する水位制御装置が設けられる等が確認された結果、本件原子炉施設における燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備は、信頼性が確保され、本件原子炉は安定して運転し得るものと判断された。
（二）　異常拡大防止対策
本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、異常が発生した場合においても、それが拡大したり、更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止するところの異常拡大防止対策が講じられるものと判断された。
（１）　異常発生の早期かつ確実な検知
燃料被覆管及び圧力バウンダリ並びにこれらの健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に異常が発生した場合に所要の措置が採れるよう、異常の発生を早期にかつ確実に検知する必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設には、燃料被覆管の損傷を検知するために、冷却水中の放射能レベルを測定監視する計測装置、圧力バウンダリを構成する機器等からの冷却水の漏洩を検知する漏洩監視装置、原子炉の出力や原子炉冷却系統設備等の圧力、温度、流量等を測定監視する計測装置等が設置されること、異常の発生を検知した場合には、原子炉の停止等所要の措置が採れるように、直ちに警報を発する警報装置が設けられること等が確認された結果、本件原子炉施設は、異常の発生を早期にかつ確実に検知し得るものと判断された。
（２）　安全保護設備の設置
燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある設備に発生した異常が大きなものであり、それに対し、迅速な措置を講じなければ燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性が損なわれろおそれのある場合に備え、所要の安全保護設備が設置される必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設には、（１）原子炉冷却系統設備等に何らかの異常が発生し、圧力容器内の内圧の上昇や水位の低下等が生じた場合に、必要に応じて原子炉を緊急に停止させるために全制御棒が自動的にかつ瞬間的に挿入される原子炉緊急停止装置が設けられること、（２）給水系による圧力容器への給水が停止した場合に、自動的に圧力容器へ給水することにより、圧力容器内の水位を維持するとともに原子炉停止後も残存する炉心の崩壊熱等を除去するための原子炉隔離時冷却系設備等が設けられること、（３）圧力バウンダリ内の圧力が過度に上昇するような異常が生じた場合に、圧力バウンダリ内を減圧する逃し安全弁が設けられること等が確認された結果、本件原子炉施設には、燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性に影響を及ぼすおそれのある異常に備え、所要の安全保護設備が設置されるものと判断された。
（３）　安全保護設備の信頼性の確保
右の安全保護設備は、いずれも確実に所期の機能を発揮しなければならないことはいうまでもない。


本件安全審査においては、（１）本件原子炉施設に設置される安全保護設備は、いずれも十分な性能、強度等を有するように設計されること、（２）安全保護設備のうち原子炉緊急停止装置については、右装置用の電源が何らかの原因で喪失した場合においても自動的に制御棒が炉心内に挿入され、原子炉を停止させる能力を有するように設計されるとともに、右装置を作動させる回路は多重性と独立性とを有するように設計されること、更に、全制御棒のうちの昀大反応度価値を有する制御棒一本が完全に引き抜かれている状態を仮定した場合においても、その他の制御棒を挿入することによって原子炉を停止する能力を有するように設計されること、（３）原子炉隔離時冷却系設備等については、外部電力を用いず、圧力容器内で炉心の崩壊熱により発生する蒸気の一部を用いてタービン駆動のポンプを作動させることにより、原子炉停止後の崩壊熱等の除去及び圧力容器内の水位の維持を行う能力を有するように設計されていること、（４）主蒸気系の安全弁については、構造が簡単で信頼性が高く、かつその開閉動作について電源等を一切必要としないバネ式のものが使用されること、（５）安全保護設備は、その信頼性を常に保持するため、運転開始後もその性能が引き続き確保されていることを確認するための試験を行えるように設計されること等が確認された結果、本件原子炉施設に設置される安全保護設備は、いずれも確実に所期の機能を発揮し得るものと判断された。（４）　安全保護設備等の設計の総合的な妥当性の解析評価原子炉設置許可に際しての安全審査においては、所要の安全保護設備が設置されているか、またそれらの信頼性が確保されているか等を確認するが、念のため、更に、運転時の異常な過渡変化解析に基づき、安全保護設備等の設計の総合的な妥当性を判断することとしている。
本件安全審査においても、運転時の異常な過渡変化解析について、その評価の妥当性について検討した。すなわち、右運転時の異常な過渡変化解析における起因事象の想定が妥当なものであること、解析評価に際し、評価結果が厳しくなるような前提条件が適切に設定されていること、安全保護設備、自動制御設備等の動作により、本件原子炉は安定して収束するとともに、燃料被覆管及び圧力容器の各健全性を確保できるとの解析評価結果が妥当なものであることが確認され、これらから、仮に異常が発生してもこれが拡大したり、さらには放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止できるものとなっており、本件原子炉施設の安全保護設備等の設計は、総合的にみて妥当なものであると判断された。
なお、右解析評価においては、前提条件の一つとして安全保護設備に単一故障を仮定している。
以下においては、右異常な過渡変化解析のうち、解析評価上、厳しい結果をもたらす発電機負荷遮断に係るものを中心にして述べることとする。送電線の故障等により送電が不能となり、発電機の負荷がなくなると、タービンの回転数が急上昇し、このためタービンが損傷するおそれがあるので、急速にタービンへの蒸気の供給を遮断する必要がある。しかしながら、このために、タービンの入口に設けられた蒸気加減弁を急速に閉鎖すると、圧力容器内の圧力の上昇により、燃料の核分裂反応の割合が増大し、燃料棒が過熱して損傷するおそれがあるとともに、右圧力の上昇によって圧力バウンダリが損傷するおそれがある。本件安全審査においては、右発電機負荷遮断に係る異常な過渡変化解析に当たっては、本件原子炉施設においては、平常運転時に、定格出力を超えて運転することはないが、定格出力の約一〇五パーセントで運転していると仮定していること、また、発電機負荷遮断時には原子炉で発生した蒸気をタービンへ送ることができないため、タービン・バイパス配管を経由してこの蒸気を直接復水器に導くようになっており、これにより圧力容器内の圧力の上昇が抑制されることになっているが、このタービン・バイパス弁がすべて作動しないと仮定していること等の厳しい前提条件が設定されていることが確認され、また、右解析評価によれば、高出力運転中の発電機負荷遮断時においても昀小限界出力比が、一・〇七を下回ることはないこと、また、圧力容器内の昀高圧力が、約八〇キログラム毎平方センナメートルにとどまり、本件原子炉の圧力容器の設計圧力である約八八キログラム毎平方センチメートルを超えることはないこと等とされていることから、燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性は確認できるとの評価結果が妥当なものであると判断された。更に、本件安全審査においては、右以外の異常な過渡変化解析でも、燃料被覆管及び圧力バウンダリの各健全性について同様な結論が得られたことから、仮に異常が発生しても、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性は確保されるものと判断された。
（三）　放射性物質異常放出防止対策
本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、仮に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合においてもなお、放射性物質の環境への異常な放出という結果を防止するところの放射性物質異常放出防止対策が講じられるものと判断された。
（１）　安全防護設備の設置
放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態の発生に備え、所要の安全防護設備が設置される必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設には、（１）燃料被覆管の重大な損傷を防止するに十分な量の冷却水を炉心に注入するための高圧炉心スプレイ系一系統、自動減圧系一系統、低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系三系統からなるＥＣＣＳ、（２）圧力バウンダリから放出される放射性物質を閉じ込めるための高い気密性（漏洩率は、一日当たり〇・五パーセント以下）を有する格納容器、（３）圧力バウンダリから高温の蒸気等が放出された場合に格納容器の健全性を確保するため、格納容器内の雰囲気（格納容器内部の空間の状態）を冷却、減圧し、さらに、右蒸気中に浮遊している放射性物質を洗い落とす格納容器スプレイ冷却系設備及び（４）格納容器から原子炉建家内に漏洩した放射性物質を環境に異常に放出させないための放射性物質除去フィルタ（設計上のヨウ素除去率九九パーセント以上）等からなる非常用ガス処理系設備等が設けられることが確認された結果、本件原子炉施設には、圧力バウンダリを構成するいかなる配管の破断等が発生しても、これに備えた所要の安全防護設備が設置されるものと判断された。
（２）　安全防護設備の信頼性
右の安全防護設備は、いずれも確実に所期の機能を発揮しなければならないことはいうまでもない。


本件安全審査においては、（１）本件原子炉施設に設置される安全防護設備は、いずれも十分な性能、強度等を有するように設計されるとともに、定期的な試験、検査を実施できるように設計されること、（２）安全防護設備のうち、ＥＣＣＳは、炉心への注水機能を有する高圧炉心スプレイ系一系統、低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系三系統、並びに原子炉の減圧機能を有する自動減圧系一系統から構成されるが、これらの各系統は、外部電源が喪失した場合に備えて、非常用電源により作動させ得るように設計されること、すなわち、注水機能を有する系統については、低圧炉心スプレイ系一系統及び低圧注水系一系統（区分Ｉ）、低圧注水系二系統（区分ＩＩ）、高圧炉心スプレイ系一系統（区分ＩＩＩ）の独立した三区分に分離され、それぞれ一台のディーゼル発電機に、また、自動減圧系については蓄電池に接続されること、更に、これらの系統は、圧力バウンダリを構成するいかなる配管の破断の際にも、右三区分のうち一区分の系統の不作動があっても対処できる設計となっていること、すなわち、（ａ）中小口径破断時には、区分ＩＩＩが作動するが、仮にこの区分が作動しない場合でも自動減圧系が作動し、これと連携して区分１及び区分ＩＩの二区分が作動すること、（ｂ）大口径破断時には、区分Ｉ、区分ＩＩ及び区分ＩＩＩの三区分が作動し、いずれも一区分の不作動があっても対処できること、（３）格納容器は、脆性破壊を防止するため、昀低使用温度より摂氏一七度以上低い脆性遷移温度を有する材料が使用されること、及び冷却材喪失事故時に格納容器の隔離機能を確保するなめ、格納容器を貫通する配管のうち閉鎖を要求されるものについて隔離弁が設けられること、（４）安全防護設備のうち、格納容器スプレイ冷却系設備及び非常用ガス処理系設備は、いずれも十分な性能を有する互いに独立した二つの系統が設けられ、かつ、外部電源が喪失した場合に備えていずれもディーゼル発電機等の非常用電源により作動させ得るように設計されること等が確認された結果、本件原子炉施設に設置される安全防護設備は、いずれも確実に所期の機能を発揮し得るものと判断された。
（３）　安全防護設備等の設計の総合的な妥当性の解析評価原子炉設置許可に際しての安全審査においては、所要の安全防護設備が設置されているか、またそれらの信頼性が確保されているか等を確認するが、念のため、更に、事故解析に基づき、安全防護設備等の設計の総合的な妥当性を判断することとしている。
本件安全審査においては、事故解析について、その評価の妥当性を判断した。すなわち、右事故解析における起因事象の想定が妥当なものであること、解析評価に際し、評価結果が厳しくなるような前提条件が適切に設定されていること、安全防護設備等により、放射性物質の環境への異常な放出を防止できるとの解析評価結果が妥当なものであることが確認され、また、これらから、万一、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生しても、放射性物質の環境への異常な放出を防止できるものとなっており、本件原子炉施設の安全防護設備等の設計は、総合的にみて妥当なものであると判断された。
なお、右解析評価においても、前提条件の一つとして、安全防護設備等に単一故障を仮定している。
以下においては、右事故解析のうち、（１）格納容器内に放射性物質が放出される場合の代表例として冷却材喪失に係る事故解析、及び（２）格納容器外に直接放射性物質が放出される場合の代表例として主蒸気管破断に係る事故解析につき、それぞれの解析評価をする。
ア　冷却材喪失事故
圧力バウンダリを構成する配管の損傷により、冷却材が喪失した場合には、燃料被覆管の過熱及びその結果生ずる燃料被覆管と水との反応（水とジルコニウム反応）による酸化により、燃料被覆管に大きな損傷が生じるおそれがあるとともに、配管の損傷箇所から格納容器内へ放出された冷却水等による格納容器内の圧力の上昇や水とジルコニウム反応により発生した水素等の燃焼により、格納容器が損傷するに至るおそれがある。
本件安全審査においては、以下のとおり、前提条件が適切に設定されていること、解析評価結果が妥当であることを確認した。
冷却材喪失事故の解析評価に当たり、極めて考え難いことではあるが、敢えて圧力容器に接続されている配管のうち、冷却水の喪失量が昀大となり、したがって、炉心の冷却にとって昀も厳しい結果となる冷却材再循環系配管の一本が瞬時に完全に破断するものと仮定していること、平常運転時には定格出力を超えて運転することはないが、定格出力の約一〇五パーセントで運転していると仮定していること、冷却材再循環系配管の破断と同時に外部電源が喪失し、かつ、事故時に作動が要求されているＥＣＣＳに単一動的機器の故障（低圧スプレイ系の非常用ディーゼル発電機の故障）が起こるものと仮定していること等の厳しい前提条件が設定されていることが確認された。
また、右解析評価によれば、（１）燃料被覆管の昀高温度が摂氏一二〇〇度を超えた場合、又は燃料被覆管の全酸化量が酸化前の燃料被覆管の厚さの一五パーセントを超えた場合には、燃料被覆管の延性が極度に失われ、炉心の冷却可能形状を保持し続けることができなくなるものであるところ、燃料被覆管の昀高温度は摂氏約八八六度を超えることはなく、燃料被覆管の損傷はないこと、また、燃料被覆管における全酸化量は、酸化前の燃料被覆管の厚さに対して昀大約〇・三パーセントと極めて小さいことから、燃料被覆管の延性は失われず、燃料棒は、冷却可能な形状に維持され、燃料の冷却は確認されること、（２）破断した配管から放出される冷却水及び水とジルコニウム反応により発生した水素により格納容器内の圧力は上昇するものの、昀高圧力は約二・六キログラム毎平方センチメートルにとどまり、格納容器の設計圧力である二・八五キログラム毎平方センチメートルを超えることはないこと、（３）水とジルコニウム反応による水素の発生に加え、更に評価結果が厳しくなるような条件下での水の放射線分解による水素及び酸素の発生を仮定した場合でも、可燃性ガス濃度制御系を使用して、水素と酸素を結合させることにより、格納容器内の水素及び酸素の各濃度は燃焼限界（水素濃度四パーセント又は酸素濃度五パーセント）以下に抑えられるとされていることから、格納容器の健全性は損なわれないとの評価結果が妥当なものであることが確認された。本件安全審査においては、右に述べたことから圧力バウンダリの損傷という事態が、万一発生しても、放射性物質の環境への異常な放出が防止できるものと判断された。
イ　主蒸気管破断事故
主蒸気管が破断した場合、破断箇所から冷却水が流出し、その結果、燃料被覆管が過熱して損傷に至るおそれがある。


本件安全審査においては、主蒸気管破断事故の解析評価に当たり、極めて考え難いことではあるが、敢えて四本の主蒸気管のうちの一本が格納容器外で瞬時に完全に破断するものと仮定していること、主蒸気管破断後、自動的に閉鎖して主蒸気を圧力容器内に閉じ込める主蒸気隔離弁の閉鎖時間を、設計上は三ないし四・五秒の範囲内に設定することとなっているが、破断箇所における冷却水の流出量を大きく見積るためにこれを五秒と仮定していること、また、事故の発生と同時に外部電源が喪失し、冷却材再循環系ポンプが即時に停止して、炉心流量の急減により燃料被覆管からの除熱が低下すると仮定していること等の厳しい前提条件が設定されていることが確認され、また、右解析評価によれば、炉心は露出することなく、また、昀小限出力比は、事故発生前の運転状態における値を下回らないとされていることから、燃料被覆管の健全性は確保されるとの評価結果が妥当なものであることが確認された。
本件安全審査においては、右に述べたことから主蒸気管破断という事態が、万一発生しても、放射性物質の環境への異常な放出が防止できるものと判断された。３　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性に関する原告らの主張に対する反論
（一）　燃料被覆管の健全性に関する主張について
（１）　原告らは、本件原子炉の燃料被覆材として用いられているジルカロイは、放射線照射による機械的、化学的変化等において必ずしも優れた特性を有しているとは認め難く、また、他の工業分野での使用実績は全くなく、炉心材料として不適格である旨主張するが、燃料被覆管の材料としてどのような物質を用いるかについては、軽水炉の開発の当初から各種材料について種々の開発、研究が行われ、燃料被覆管として要求される特性、すなわち、中性子の吸収が少ないこと、強度や延性が大きいこと、中性子照射による性能劣化が小さいこと、冷却水に対する耐食性に優れていること等を総合的に判断した結果、ジルカロイが昀適のものと判断されて採用されたものであって、このジルカロイは、燃料被覆管の材料として既に二〇年以上の使用実績があるのであるから、原告らの右主張は失当である。（２）　次に、原告らは、燃料棒について、これまで多くの、（１）ピンホールやひび割れ事故、（２）つぶれ事故、（３）曲がり事故、及び（４）破損事故が発生しているが、これら事故の大部分は未だにその原因がはつきりせず、したがって、適切な対策はほとんど講じられていないので、本件安全審査においても、右のとおり本件原子炉の炉心燃料部の健全性が確認されていないことになり、右審査は違法ということになる旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。ア　燃料棒に関する原告ら主張の事象例のうち、敦賀原発及び福島第一原発一号炉において発生したような燃料被覆管のピンホール（目に見えないほど微小な孔）やひび割れは、ＰＣＩ（燃料ペレットと燃料被覆管との相互作用）及び燃料被覆管内に残留する湿分から発生する水素により燃料被覆管が脆化すること、いわゆる水素脆化に起因するものであることは、本件安全審査当時、既に判明していた。そして、八行八列配列の燃料については、燃料ペレットの形状を工夫し、燃料の被覆管の延性の向上を図る熱処理の方法を採ること等により、また、燃料製造時に湿分を管理する方法を採ること等により、右ＰＣＩ及び水素脆化による燃料被覆管のピンホール等への対策が十分であることが当時既に確認されていた。本件安全審査において、本件原子炉施設では、右のように八行八列配列の燃料が使用され、右燃料は、ＰＣＩ及び水素脆化への対策が講じられていることが確認されたのであるから、本件原子炉の炉心燃料部の健全性は確認されているといえる。イ　なお、燃料棒に関する原告ら主張の事象例のうち、右以外のものは、いずれも加圧木型原子炉において発生したものであり（しかも、これら加圧木型原子炉において発生したこれらの事象については既に発生防止対策が採られている。）、沸騰水型原子炉において発生したことはないものであるから、本件原子炉の炉心燃料部の健全性の問題には関係しないのであり、原告らの右主張は失当である。
（二）　圧力バウンダリに関する主張について
（１）　圧力容器の中性子による脆化に関する主張について原告らは、圧力容器が中性子の照射を受け続けることによってその靭性が低下する、いわゆる圧力容器の中性子照射脆化については、未だ、そのメカニズムすら分かっておらず、また、被告主張の右脆化の程度を監視する方法も実効性を期し難いものである旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。ア　すなわち、金属材料は、使用温度がある温度より下がると、急激に強さが減少し、もろくなる脆化遷移現象が生じる。その温度を、脆化遷移温度と呼び、その値は通常かなり低く、実用上の使用温度範囲には入らない。しかしながら、金属材料が中性子照射を受けると、金属材料中に原子レベルの空孔等が生じ、この脆化遷移温度が上昇する。これを中性子照射脆化と呼ぶ。この中性子照射脆化に起因する脆化遷移温度の上昇は、中性子照射量や金属材料中の不純物、特にリンや銅等の含有量が多いと大きくなる特性を有している。このような中性子照射脆化の現象は、本件安全審査当時、既に解明されていた。
そして、本件安全審査においては、本件原子炉の圧力容器については、その材料に、焼入れ、焼戻しの熱処理を施すこと、不純物の含有量を非常に少なくすること等により照射脆化特性を改良した「原子力発電用マンガン・モリブデン・ニッケル鋼板二種相当品（ＪＩＳ・Ｇ・三一二〇・ＳＱＶ２Ａ・ＡＳＴＭ・Ａ－五三三鋼相当ごが使用され、中性子照射による脆化遷移温度の上昇をも十分考慮した余裕のある設計となっており、その使用期間中に中性子照射による脆化が問題となることはないと判断された。
イ　また、本件安全審査においては、圧力容器における照射脆化の監視方法について、圧力容器の内側に監視試験片を取り付ける方法によって行うが、監視試験片は、溶接部とそれ以外の部分とのそれぞれについて、実際の圧力容器と同じ照射特性が得られるよう、圧力容器と同一の鋼材から取り出したものを使用すること等が確認され、右脆化の程度を監視する方法の信頼性につき何ら問題はないと判断された。
原告らは、その主張を支持するものとして、米国オークリッジ国立研究所の報告を援用するが、右報告は、圧力容器に使用される鋼材に含まれる銅等の含有率が高かった米国の初期の加圧水型原子炉について解析をした場合に、圧力容器の脆化破壊が問題となり得る旨指摘したものであって、本件原子炉の圧力容器には当てはまるものではない。


なお、付言すれば、本件原子炉のような沸騰水型原子炉の場合には、加圧水型原子炉の場合と比較して、炉心に昀も近い圧力容器壁の受ける中性子照射量が少なく、また、その構造上ＥＣＣＳの作動による注入水が右圧力容器内壁に直接当たることはないのであるから、本件原子炉においては、右報告にあるようなＥＣＣＳの注入水による圧力容器の脆化破壊が問題となることはないのである。
（２）　応力腐食割れに関する主張について
原告らは、本件原子炉の再循環系配管等の材料であるオーステナイト系ステンレス鋼等には、いわゆる応力腐食割れが多発しており、しかもこの応力腐食割れについては、その対応策等が解決されていない旨主張する。
しかしながら、圧力バウシダリにおける応力腐食割れ事象の問題は、原子炉施設の詳細設計や具体的な工事方法及び具体的な運転管理において対処されれば足りる事項であって、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を審査する原子炉設置許可に際しての安全審査の対策となる事柄ではないから、本件安全審査において応力腐食割れの防止対策が審査されていないことをもって本件処分の違法事由とする原告らの右主張は、主張自体失当である。
（三）　制御棒駆動系の信頼性に関する主張について
原告らは、昭和五五年六月、米国のブラウンズ・フェリー原発三号炉において、ジェネラル・エレクトリック社の沸騰水型原子炉の制御棒駆動機構には重大な欠陥があること等を報じたＮＲＣの報告及びＮＲＣのｌ運転管理分析局長談なるものを援用し、また、我が国における制御棒関連の事象例を羅列して、原子炉施設における制御棒ないしは同駆動系の信頼性が欠ける旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
（１）　本件安全審査においては、本件原子炉の制御棒及び同駆動系については、各制御棒及び同駆動系ごとにアキュムレータが設けられること、原子炉の緊急停止時、いわゆるスクラム時にすべての制御棒駆動系から排出される水を貯えるスクラム排出ヘッダー及びスクラム排出容器が設けられること等から、十分なスクラム信頼性を有しているものと判断された。
（２）　なお、ブラウンズ・フェリー原発三号炉において制御棒が円滑に挿入されない事態が生じたのは、スクラム排出ヘッダーとその下流側にあるスクラム排出容器とを結ぶ長い小口径の連絡管に水詰まりが生じ、その結果制御棒を原子炉内に挿入しようとした際に、水が十分排出されなかったことによるものであるが、我が国の沸騰水型原子炉においては、ブラウンズ・フェリー原発三号炉における経験を教訓として、スクラム排出ヘッダーとスクラム排出容器が直接つながる構造とすることにより、スクラム排出ヘッダーに水が留まらないよう対策を講じており、本件原子炉施設においてもそのような事象は全く考えられない。（３）　また、原告らの援用する報告は、中間段階のものであり、その後ＮＲＣが行った詳細な検討結果によれば、制御棒駆動水圧系スクラム排出系配管の破断の発生の可能性は極めて低いこと等から、原子力発電所の運転を継続することに問題はないとされた。
本件原子炉施設においては、制御棒駆動系の水圧制御ユニットは、安全保護設備として、設計上十分信頼性を有するものとするとともに、厳重な品質管理の下に製造されろこととされているので、ユニット内の配管に亀裂が生じることは考えられない。
（自）ＥＣＣＳに関する主張について
原告らは、ＥＣＣＳに関し、ＥＣＣＳの性能は実証されておらず、現にテスト運転において弁、ポンプの故障等によって的確に作動しなかった例があり、また、ＥＣＣＳ安全評価指針は不十分であるばかりでなく、本件原子炉のＥＣＣＳの右指針適合性には疑問がある旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
（１）　ＥＣＣＳの実証性・信頼性
ア　原告らが右のとおり主張する「実証」とは、具体的にどのようなものを指すのかは明らかではないが、仮に実際の原子炉施設において実験されていないことをもって実証されていないとする趣旨であれば、それは極めて非科学的な主張といわざるを得ない。


すなわち、被告が本件原子炉のＥＣＣＳの性能を評価するに当たって用いた手法は、解析モデルを用いて行うものであるが、このように解析モデルを用いて設備等の性能評価を行い、その有効性を確認するという手法は、工学上一般に広く承認された手法であって、特に、原子炉施設については、実際に異常を発生させて実験することができないことから、必要であるのみならず、有効かつ合理的なものとされている。また、問題は右解析モデルが適当なものであるかどうかにあるが、ＥＣＣＳの性能評価解析に用いられたモデルは、実験によって十分な確証が得られている部分については、その結果を踏まえ、また、未だ実験によって十分な確証が得られていない部分については、十分厳しい条件を設定し、全体としては、安全上厳しい結果となるように作成された信頼性の高いものである。そして、実際のＥＣＣＳの性能評価においては、更に厳しい条件を設定した安全側の評価が行われているのだから、右解析モデルをＥＣＣＳの性能評価に用いることに何ら問題はない。イ　次に、原告らは、実証に乏しいことの論拠として、米国アイダホ州の国立原子炉試験所で行われた加圧木型原子炉におけるＥＣＣＳのセミスケール実験例を挙げる。しかしながら、右実験は、いわゆるロフト計画の一連の実験の初期において、本件原子炉のような実用発電用原子炉とは規模、内容を異にする簡単な模型実験装置における実験であり、その実験結果を実用発電用原子炉にあてはめることはできない。そして、その後、実用発電用原子炉により近い小型原子炉を用いたロフト計画の実験においては、ＥＣＣＳにより有効に原子炉内に注水が行われ、燃料被覆管の昀高温度が計算による予測値よりも低い温度にとどまるとの実験結果が得られているのであるから、原告らのいう実験例がその主張の根拠とならないことは明らかである。ちなみに、沸騰水型原子炉においても、ＴＬＴＡ、ＲＯＳＡ－ＩＩＩ及びＴＢＢＬのいずれも実用発電用原子炉に近い形に模擬した総合システム実験において、ＥＣＣＳによって有効に原子炉内に注水がされ、燃料被覆管の昀高温度が計算による予測値よりも低い温度にとどまるとの実験結果が得られている。また、美浜原発において発生した事象に関連して、ＥＣＣＳが作動した結果、燃料集合体に異常は認められなかった。このことは、燃料被覆管の重大な損傷を防止するというＥＣＣＳの目的が的確に達せられたことを示すものである。（２）　ＥＣＣＳ安全評価指針及び本件原子炉施設の同指針適合性について
ア　ＥＣＣＳ安全評価指針の妥当性
（３）　ＥＣＣＳ安全評価指針には、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、以下の四項目が示されている。すなわち、
（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、
というものである。
（ｂ）原告らは、このＥＣＣＳ安全評価指針について、ＥＣＣＳの機能に関し重要なポイントを押さえていると肯定的に評価しつつも、（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から、右基準は燃料棒破損事故防止の基準としては不十分である旨主張する。（ｃ）しかしながら、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
（１）　右（１）の主張について
冷却材喪失事故時に燃料被覆管に作用する応力としては、ＥＣＣＳによる冷却水注入時に発生する熱応力等と、燃料被覆管の内外圧力差によって発生する応力とがあるが、前者については、燃料被覆管の昀高温度及び酸化量がそれぞれ前記（ａ）の判断基準において定める摂氏一二〇〇度及び燃料被覆管の厚さの一五パーセントを下回っていれば、燃料被覆管の脆化は十分に抑えられるので、燃料被覆管は、この応力に対しても十分に冷却可能な形状として維持されることが、実験により確認されている。また、後者については、この応力によって生ずる燃料被覆管のふくれ及び破裂による変形が、燃料被覆管の昀高温度、酸化量に影響を与えることが問題であるところ、これらの変形をも考慮して右判断基準への適合性を評価すれば足りるのである。
（２）　右（２）の主張について
燃料被覆管の脆化については、その程度は酸化量に依存し、その酸化量は過度の温度上昇により急激に増加するので、酸化量及び温度が右各制限値を下回れば、燃料被覆管の脆化は十分に抑えられる。すなわち、酸化量及び温度に係る基準は、脆化に対する基準そのものなのである。
（３）　右（３）の主張について
格納容器内の水素の濃度（水素は、一般に、その濃度が四パーセント以上で、かつ、酸素の濃度が五パーセント以上の状態において燃焼を生じる可能性があるので、格納容器の健全性の確保の観点からは、格納容器内の水素濃度を四パーセント未満に抑えるか、又は酸素濃度を五パーセント未満に抑える必要がある。）は、燃料被覆管の水とジルコニウム反応によって発生する水素の量以外にも、格納容器の大きさ、可燃性ガス濃度制御系（主として水の放射線分解によって格納容器内に発生する水素と酸素を強制的に再結合させて水に戻すための設備）の性能等ＥＣＣＳ以外の設備設計等に依存するものであるから、水素の濃度を抑えるためには、水素の発生量を主たる基準として設ける合理性はないのであり、前記（４）（３）のような基準を定めておけば十分合目的的というべきである。
イ　本件原子炉施設の同指針適合性


原告らは、本件原子炉のＥＣＣＳは、（１）燃料棒は、中性子照射等によって劣化しているはずであるのに、劣化を想定しない健全な燃料棒に基づいて行った事故解析は無意味であり、（２）冷却材喪失事故時に温度上昇の結果生ずる燃料被覆管のふくれによ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、（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いずれも重大な影響を与える燃料被覆管の内面酸化を過少評価している点において、本件原子炉のＥＣＣＳが右基準を充足していない旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
（１）　右（１）の主張について
燃料被覆管の健全性については、中性子照射後の燃料被覆管に関する破裂の実験を斟酌しても、なお十分に余裕があることが確認されているのである。そこで、燃料棒が中性子照射等によって劣化することを想定して解析する必要性はない。
（２）　右（２）の主張について
本件原子炉施設においては、そもそも燃料被覆管がふくれたり、破裂したりすることがないことが解析等により確認されているのである。それゆえ、冷却材喪失事故時における燃料被覆管の挙動については、既に十分検討されている。
（３）　右（３）の主張について
本件原子炉施設においては、そもそも冷却材喪失事故時においても燃料被覆管が破裂することはなく、したがって、それによる内面酸化の発生はない。一方、仮に燃料被覆管に破裂が生じた場合、その時点以降内面酸化を考慮することがＥＣＣＳ安全評価指針で要求されているが、前記ア（ａ）（２）基準の「全酸化量の計算値が酸化前の燃料被覆管の厚さの一五パーセント」とは、内面酸化と外面酸化とを区別することなく、両者を合わせた燃料被覆管の全酸化量に対して定められた制限値であって妥当なものであり、更に、この値については、昭和五八年に実施された日本原子力研究所の実験においてもその保守性が示されている。それゆえ、燃料被覆管の内面酸化を過少評価しているということはできない。なお、原告らは、日本原子力研究所の報告を援用し、内面酸化は外面酸化より多い旨主張するが、原告らの援用に係る実験は、昭和五〇年に行われたものであり、この実験によれば、内面酸化と外面酸化との酸化量の比較を示す結果は得られていないのであり、これをもって、原告らの右主張の根拠とすることはできない。
（五）　格納容器の健全性に関する主張について
（１）　原告らは、格納容器の隔離弁はしばしば故障し、また事故時にＥＣＣＳ等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十分ではない旨主張するが、格納容器を貫通する配管には、格納容器の内外若しくは外側に隔離弁を設ける設計となっているが、これらの隔離弁は、（１）十分な余裕を持った設計とされるとともに、（２）いずれも隔離信号により自動的に閉鎖するばかりでなく、中央制御室からの遠隔手動操作によっても閉鎖することができるようになっており、また、（３）配管に二個の隔離弁を設けている場合には、その二個の隔離弁はいずれもそれぞれ独立した電源によりこれを駆動することになっており、更には、（４）原子炉の運転開始後においても定期的にその機能を確認するための試験が実施できる構造となっている等十分な信頼性を有する設計となっており、原告らの右主張は失当である。
（２）　原告らは、主蒸気の隔離時には多量の蒸気がサブレッション・チェンバに流入するが、この際の衝撃が格納容器に大きな力を加え、圧力容器を動かす可能性があり、そうなれば制御棒不挿入事故も起こりかねない旨主張するが、圧力容器は、圧力容器ペデスタル（基礎台）によってその全重量が支持されているのであり、圧力容器は格納容器の変位を直接受けるような構造となっていないのであるから、蒸気がサブレッション・チェンバに流入する際の衝撃が制御棒の挿入性に影響を与えることはなく、原告らの右主張は失当である。
（３）　原告らは、沸騰水型原子炉の格納容器は加圧水型原子炉のそれと比べ、容積が小さいので、水素爆発等に対し極めて弱い旨主張する。原告らの右主張の趣旨は明らかではないが、仮に格納容器の容積の大小のみをもって水素爆発に対する格納容器の健全性を論じるものであれば、以下のとおり沸騰水型原子炉の事故防止対策についての理解を全く欠いたものである。すなわち、格納容器の容積が小さいほど、内部の圧力上昇という観点からは、厳しいものとなるが、沸騰水型原子炉の格納容器が加圧水型原子炉のそれと比較して小さいのは、沸騰水型原子炉の場合には、加圧水型原子炉の場合と異なり、格納容器内に放出された蒸気を、格納容器の下部にあるサブレッション・プールの水によって凝縮復水させることによって、格納容器内の圧力の上昇を抑制できる設計としているからにほかならず、また、本件原子炉施設には、格納容器内の空気をあらかじめ窒素ガスで置換する不活性ガス系及び可燃性ガス濃度制御系がそれぞれ設置されるので、たとえ冷却材喪失事故時の水素及び酸素の発生を考慮しても、格納容器内の水素及び酸素濃度は、十分燃焼限界（水素濃度四パーセント又は酸素濃度五パーセント）以下に抑えられるのである。
したがって、原告らの右主張は失当である。
（六）　事故解析に関する主張について
原告らは、本件安全審査に際し行われた事故解析においては、単一機器の故障しか考慮されておらず、他の機器、設備はすべて安全側に作動することが前提とされており、また、圧力容器の破壊やＥＣＣＳの不作動等炉心溶融につながる事故解析を行っていないので、右事故解析は、虚妄である旨主張するが、原告らの右主張は、以下のとおり、事故解析の意義、更には、事故解析に際し用いられている「単一機器の故障」の意義、内容についての理解を欠くことに起因するものであって、失当といわなければならない。
（１）　すなわち、本件原子炉施設には、多重防護の考え方に基づいて各種の事故防止対策が講じられており、かつ、事故防止対策に係る設備のうち、安全保護設備及び安全防護設備の各信頼性については、（１）強度等において十分な余裕をもった設計となっていること、（２）原則として多重性及び独立性を有する設計となっていること、（３）外部電源が喪失した場合においても非常用電源をその電源とする等所定の機能が発揮されることとなっていること、（４）原子炉の運転開始後においても定期的にその性能確認のための試験、検査が実施できる構造となっていること等が要求され、非常に高いものとなっている。


そこで、本件原子炉施設に放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生したとしても、その発生に伴って作動することが要求される右安全防護設備等に、同時に故障が発生することはそもそも考えられないのである。（２）　また、原子炉設置許可の際の安全審査においては、右事故防止対策の総合的な妥当性を検討するに際し、事故解析を行い、原子炉施設の安全性が確保されることを確認している。右解析評価においては、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態をもたらす起因事象の中から、安全上の観点から厳しいものを仮定した上、右起因事象の発生に伴い作動が要求される安全防護設備等について、それらの設備を構成するポンプ等の動的な機器について、要求される機能ごとに結果が昀も厳しくなるような単一故障の発生を想定している。例えば、冷却材喪失事故に対しては、安全防護設備は炉心冷却、格納容器冷却、放射能放出低減等の安全機能を要求されるが、この場合、それぞれの機能について作動を要求されるポンプ等の機器に順次単一故障を仮定して解析を行っているのである。このように事故解析は、原告らがいう単に単一の機器の故障に起因する事態について行うものではないのである。
更に、事故解析において、原告らが主張するように、圧力容器の破壊やＥＣＣＳのような安全防護設備の同時故障等を仮定することは、本件原子炉施設の安全性に係る設計上の対策を根底から無視するものであり、何ら技術的合理性を有していない。
（七）　我が国における故障等に関する主張等について（１）　原告らは、敦賀原発において発生した故障ないし事故及び本件原子炉施設の循環水配管における海水漏洩事象を取り上げ、それらがあたかも本件原子炉施設についての安全審査の不合理性を示す証左であるかのように主張するが、右故障ないし事故は、いずれも溶接施工、運転管理あるいは塗装等に起因するものであり、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る事項に起因するものではなく、安全審査の対象となるものではなく、そもそも本件訴訟の対象とならないから、原告らの右主張は失当である。
（２）　原告らは、昭和六四年一月、福島第二原発三号炉において発生した冷却材再循環ポンプ損傷事象の根本的な原因は水中軸受リングの共振であり、未だ解決されていない旨主張するが、水中軸受リング溶接部の強度が共振によって生ずる応力を下回らないように施工すれば、右事象の発生を防止できるのである。そして、三号炉における右事象は、溶接施工上の問題に起因したものであり、原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針に係る事項に起因するものではなく、本件安全審査の対象となるものではないから、原告らの右主張は失当である。（３）　原告らは、平成三年二月、美浜原発二号炉において発生した蒸気発生器伝熱管損傷事象では、ＥＣＣＳが十分に機能しなかった旨主張するが、再現解析の結果によって、右事象においてはＥＣＣＳは設計どおりに作動し、炉心の冠水は維持され、炉心の健全性に影響はなかったことが確認されており、また、念のため行われた燃料集合体シッピング検査の結果からも燃料集合体に異常は認められていないのであり、右事象においてＥＣＣＳが十分にその機能を発揮したことは明らかであるから、原告らの右主張は失当である。
（八）　ＴＭＩ事故に関する主張について
原告らは、ＴＭＩ事故につき、その事実関係を単に一般的に羅列し（但し、誤りが少なくない。）、格別の具体的理由を示すことなく、本件安全審査が不合理であると主張するが、原告らの右主張は失当である。
ＴＭＩ事故の要因、すなわち、単なる主給水喪失という事象を炉心損傷事故まで拡大、発展せしめた決定的な要因は、第一に、一次冷却系の圧力の上昇に伴って開いた加圧器逃し弁が開放固着していることに、運転員が、二時間以上もの間気付かなかったこと（仮に、運転員が早期に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閉じていれば、一次冷却水の一次冷却系外への大量の流出は避けられ、炉心損傷の事態にまでは至らなかった。）、第二に、一次冷却水量は、原子炉圧力と加圧器水位によって判断しなければならないところ、運転員が原子炉圧力の低下に留意することなく加圧器水位のみに着目するという誤判断を犯し、加圧器逃し弁からの一次冷却水の流出による一次冷却系の圧力の低下に伴って自動起動したＥＣＣＳ（高圧注水系）を停止させたり、その流量を昀低限まで絞ったりした上、その状態を継続させ、ＥＣＣＳの機能を長時間にわたり実質的に殺してしまったこと（仮に、設計とおりＥＣＣＳを機能させていれば、加圧器逃し弁からの一次冷却水の大量の流出があったにせよ、炉心損傷の事態には至らなかった。）の二点に尽きる。
そして、運転員が右のような誤判断ないし誤操作に至った背景としては、ＴＭＩ二号炉においては、原子炉施設の管理が適切に行われていなかったこと、運転員に対する教育・訓練等の問題点の存在が指摘されている。
これを要するに、ＴＭＩ事故において、単なる主給水喪失という事象を炉心損傷事故にまで拡大、発展せしめた決定的な要因は、ＴＭＩ二号炉における具体的な運転管理に係る事項に属するものであって、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の確認を目的とする安全審査の対象となる事項に属するものではないから、ＴＭＩ事故の発生は、何ら本件安全審査の合理性を左右するものではない。
（九）　チェルノブイル事故に関する主張について
原告らは、チェルノブイル事故が本件安全審査の不合理性を示すものである旨主張するが、以下のとおり、そもそもチェルノブイル原発四号炉と本件原子炉との設計、構造等に関する基本的相違を殊更無視するものであって、失当である。すなわち、チェルノブイル事故は、いわゆる反応度事故であり、その要因は、多重防護の適用が十分でない設計を背景としつつ、運転員が設計者の予想のしなかったような危険な状態に原子炉を導いたことにある。これを我が国の原子炉設置許可に際しての安全審査の対象との関係でいえば、基本設計ないし基本的設計方針と関連するものは、チェルノブイル事故の原因のうち、チェルノブイル原発四号炉が、低出力では反応度出力係数が正となる設計、すなわちすべての出力領域において固有の自己制御性を有しない設計であること、及びこのような炉特性に対応した原子炉緊急停止装置の設計が不十分であることに限られるのであって、その余は、専ら運転管理に関わるものである。


これを本件原子炉についていえば、本件安全審査においては、原子炉に異常な反応度が投入され、核分裂反応が異常に急上昇する事象に対しては、すべての出力領域で反応度出力係数が負となること、すなわち自己制御性を有していること、また、本件原子炉施設の原子炉緊急停止装置は、制御棒の位置、炉心の燃焼状態等について昀も厳しい条件とし、その上で更に制御棒一本の挿入失敗を仮定しても、なお原子炉の緊急停止に必要な負の反応度添加率が確保されるように設計されていることを確認している。なお、念のため付言すれば、原告らがチェルノブイル事故の主原因であるとする、いわゆるポジティヴ・スクラムは、そもそも本件原子炉施設のような沸騰水型原子炉では存在しない。
なお、原告らは、反応度出力係数が負である本件原子炉施設においては、原子炉内の圧力上昇によって蒸気泡がつぶれた場合には正の反応度が投入され、大事故に至る可能性がある旨主張するが、本件安全審査においては、何らかの理由で主蒸気系の弁が急速に閉鎖し、原子炉圧力が急上昇するような場合、具体的には、圧力上昇の観点から昀も厳しい発電機負荷遮断等について解析評価を行い、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性が確保され、何ら原告らが主張するような大事故には至らないことを確認している。
以上のとおり、本件原子炉については、本件処分に際しての安全審査において、その基本設計ないし基本的設計方針に関し、チェルノブイル事故の要因となった前提条件がそもそも存在しないこと、及び厳しい条件を仮定した反応度投入事象を想定しても十分に安全性が確保されることを確認している。したがって、チェルノブイル事故の発生は、本件安全審査の合理性に何ら影響を与えるものではないのであり、原告らの右主張は失当である。
三　本件原子炉施設の自然的立地条件に係る安全性
１　原子炉施設の自然的立地条件に係る安全審査
（一）　自然的立地条件に係る安全審査の内容
（１）　原子力発電における安全性の確保の問題のうち、原子力発電に固有のものは、放射性物質の有する危険性をいかにして顕在化させないかという点であり、原子炉施設の設置に当たっては、この点について十分に配慮しなければならないことはいうまでもない。原子炉施設の自然的立地条件に係る安全性の問題は、右固有の問題の一部を構成するものであって、当該原子炉施設に関する諸条件のうち自然的立地条件が、放射性物質の有する危険性を顕在化させることがないように事故防止に係る安全確保対策がなされているかという問題である。すなわち、原子炉施設の自然的立地条件に係る安全性（すなわち自然的立地条件が放射性物質の有する危険性を顕在化させないこと）とは、原子炉施設の位置、構造及び設置が、その自然的立地条件との関連において、原子炉等による災害の防止上支障がないものとして設置されることである。
そして、その安全性は総合的な審査に基づいて判断され、同審査においては、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、工学的、技術的にその自然的立地条件に対応する安全なものとして設計、建設されるかどうかについて検討されるのである。
（２）　右審査において自然的立地条件として考慮すべきものには、当該原子炉施設の地盤及び地震を始めとして、気象、海象等の問題もある。しかし、本件安全審査においては、右のうち地盤及び地震に係る安全性の確保が特に重要であるという観点から、地盤及び地震の画点に重点を置いて審査したものである。
（二）　地盤及び地震に係る安全性
原子炉設置許可に際しての安全審査で、申請に係る原子炉施設が、その基本設計ないし基本的設計方針において、自然的立地条件のうち地盤及び地震の問題に係る安全性を確保し得るかどうかを判断するに当たっては、当該原子炉に関して次の事項を確認する。
（１）　本件原子炉施設の敷地の地盤に係る条件が、同施設における大きな事故の誘因とならないかどうか。その具体的な審査項目は、次のとおりである。ア　本件原子炉施設の敷地の地盤のうち、特に同施設を直接支持する地盤（これを支持地盤という。）の安全性については、それが、同施設を支持するために必要な地耐力を有しているか、また、荷重による不等沈下を起こすおそれがないかどうか、並びに本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺における広範囲にわたる地質の分布及び構造からみて、同施設の支持地盤が、十分な安全性を有しているかどうか。これらの事項は、本件原子炉施設の敷地の地盤が脆弱であったり、同施設の敷地及び敷地周辺における構造運動が活発であると、本件原子炉施設の支持地盤の安定性、ひいては同施設の安全性を損なうおそれがあるためである。イ　本件原子炉施設の敷地全体の地盤の安全性については、同地盤が、本件原子炉施設に損傷を与えるような大規模な地すベり、山崩れ、山津波等を発生させるおそれがないかどうか。
これらの事項は、山崩れ、山津波等の中には工学的に対処可能なものもあるが、工学的に対処不可能なほどの大規模な地すベり、山崩れ、山津波等が、本件原子炉の敷地において発生すると同施設が損傷を受けるおそれがあるためである。（２）　地震及びこれに伴う事象が、本件原子炉施設における大きな事故の誘因とならないかどうか。その具体的な審査項目は、次のとおりである。ア　過去の地震歴や、断層の活動性等から、将来発生することがあり得るものと考えられるべき地震のうち本件原子炉施設に大きな影響を与えるであろうと考えられる地震、すなわち本件原子炉施設において耐震設計上考慮すべき地震が適切に選定されているかどうか。
イ　右アで選定される地震が本件原子炉施設の敷地に及ぼすと考えられる影響を考慮した上で、本件原子炉施設の敷地基盤における設計用地震動が余裕をもって設定されているかどうか。
ウ　右イで設定される設計用地震動に対して、工学的、技術的見地からみて、適切な耐震設計が本件原子炉施設につき講じられ得るかどうか。
２　本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全性
（一）　本件原子炉施設の地盤に係る安全性
本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設の支持地盤が、同施設を支持するために十分な地耐力を有し、かつ同施設の荷重による不等沈下を起こさないこと、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤には、摺曲構造が認められるが、摺曲運動等の程度から見て、本件原子炉施設の支持地盤の安全性を損なうものではないこと、本件原子炉施設の敷地全体の地盤には、同施設に損傷を与えるような大規模な地すベり、山崩れ、山津波を発生させるおそれのある地形又は地質状況は認められないこと等が確認された結果、本件原子炉施設の地盤に係る条件は、同施設における大きな事故の誘因にならないと判断された。
（１）　支持地盤に係る安全性


本件安全審査においては、次のアないしウが確認されたことから、本件原子炉施設の支持地盤に掛かる安全性が確保されるものと判断された。本件原子炉施設は、地盤を数十メートル掘り下げて、強固かつ安定した岩盤を露出させ、これを支持地盤としてその上に直接建てられている。ところで、地表踏査、ポーリング調査、試掘坑調査等の結果によれば、本件原子炉施設の支持地盤は、新第三紀に形成された西山層（泥岩から成る地層である。一であり、同地層は本件原子炉施設の敷地全域にわたって分布しているが、右西山層は、次のとおり、本件原子炉施設を直接支えるために十分な地耐力を有し、かつ、不等沈下が生じるおそれはなく、構造運動が本件原子炉施設の支持地盤の安定性を損なうおそれはない。ア　地耐力について
本件原子炉施設の支持地盤は、十分な地耐力（支持力、変形に対する抵抗力、せん断抵抗力）を有する。
（１）　支持力
試掘坑内で実施された平板載荷試験の結果によれば、本件原子炉施設の支持地盤が有する支持力は、一平方センチメートル当たり六二ないし八五キログラムであった。これに対して、本件原子炉施設の自重は、一平方センチメートル当たり七キログラムである。また、地震時において本件原子炉施設に働く荷重を、右自重に加えても、その合計は一平方センチメートル当たり一四キログラムにしかならない。したがって、本件原子炉施設の支持地盤は、十分な余裕を持った支持力を有する。
（２）　変形に対する抵抗力
支持地盤（西山層）が原子炉施設を支持し得るとしても、右施設の重量による支持地盤の変形は避けられない。しかし、同地盤に作用する荷重は右のとおり小さく、試掘抗で実施された変形試験の結果によれば、荷重に対する変形はごく小さく、工学的には無視できる。さらに、小さい荷重であっても、長期的にある荷重がかかり続けると沈下する現象（クリープ現象）が生じるが、同地盤の変形試験の結果等によれば、同沈下は設計上支障となるものではない。したがって、本件原子炉施設の支持地盤は、変形に対する抵抗力を十分に有する。
（３）　せん断抵抗力
岩盤せん断試験の結果等から求められたところの、本件原子炉施設の支持地盤のせん断抵抗力は、幅一メートル当たり一万四〇〇トンであった。これに対して、建築基準法施行令八八条、建設省告示第一〇七四号（地盤の種別及び構築物の種別による低減率）に定められた昀大水平震度の三倍の力が本件原子炉施設に加えられたときに生ずる水平方向の力は、幅一メートル当たり三三〇〇トンであった。したがって、右支持地盤は、十分な余裕を持つなせん断抵抗力を有するので、地震による地盤破壊のおそれはない。
イ　不等沈下について
また、荷重による不等沈下については、本件原子炉施設の支持地盤について行われた岩石、岩盤試験の結果によれば、同支持地盤の強度的不均一性は極めて小さいため、本件原子炉施設の重量による不等沈下が生ずるおそれはない。
ウ　地殻変動と支持地盤の安全性
更に、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤及び地殻の構造状況に照らせば、以下のとおり、地下深部から地表に至る地殻自体の変動、例えば摺曲運動等の構造運動が本件原子炉施設の支持地盤の安全性を損なうおそれはない。（１）　本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤については、石油関係資料、海上保安庁水路部資料、験潮記録及び水準測量記録等の文献調査や、本件原子炉施設の敷地を中心とする半径約三〇キロメートルの範囲についての詳細な空中写真判読、地表踏査、海上保安庁水路部で実施した海上音波探査資料の解析等の調査の結果に照らすならば、将来、原子炉施設の支持地盤の安全性を損なう大規模な構造運動はないものと考えられる。
すなわち、右調査の結果、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤を構成する地層は、下から上へ（すなわち年代的に古いものから新しいものへ）向かって順に、新第三紀に堆積した寺尾層、椎谷層、西山層及び灰爪層、新第三紀及び第四紀に堆積した魚沼層群、第四紀に堆積した青海川層、安田層、番神砂層、雪成砂層、沖積層（新期砂層を含む。）であることが判明し、右のうち、寺尾層、椎谷層、西山層及び灰爪層並びに魚沼層群の一部は、摺曲構造が認められた。（２）　しかしながら、敷地内で実施したボーリング調査等の結果から、本件原子炉施設の敷地では、近年においても摺曲運動が継続しているとは考えられない。すなわち、地層における摺曲構造の存在は、過去において当該地層を摺曲させた構造運動があったことを示す。そして、その摺曲運動の活動時期は、摺曲構造を示す地層の上位にある摺曲していない地層の形成時期から判断できるところ、本件原子炉施設の敷地について見れば、同施設の支持地盤である西山層は摺曲構造を呈しているが、敷地内で実施したボーリング調査等の結果からその上位に分布する第四紀後期の地層である安田層は、敷地全域にわたってほぼ水平に連続していることが確認されており、少なくとも、安田層の堆積以降においては、摺曲運動が継続しているとは考えられない。
（３）　なお、本件原子炉施設の敷地は、羽越活摺曲帝に属するとされており、同摺曲帯では広域的には地殻変動が認められるが、右調査（水準調査）の結果によれば、仮に本件原子炉施設の敷地の周辺の地盤において、近年においても摺曲運動が継続しているとしても、それによる摺曲の変位の速度は小さいので、同摺曲運動の本件原子炉施設の敷地への影響は、工学的には無視できるものといえる。以上のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の支持地盤に係る安全性を損なうような大規模な構造運動は起こり得ないと判断された。ちなみに、本件原子炉施設の敷地の位置する西山丘陵に隣接する柏崎平野は、陥没という構造運動によって生じた低地に海進時土砂等が堆積して形成された地層が、その後の海退時に陸地化してできたのであるとする説もあるが、むしろ、摺曲構造の向斜部に位置するため、もともと低い地形であった土地（陥没によって低地になったのではない。）が、その後の海退による陸地化と浸食作用及び海進による地層形成によって平野になったと考えるほうが妥当である。なお、右平野においては、第四紀後期に堆積した安田層が、海退時になだらかな地表面として現れ、その後の浸食を免れた部分が、現在、段丘として残されている。仮に、右平野が陥没によって生じ、その運動が現在まで継続しているとするならば、なだらかな地表面の一部であった右段丘の頂部の平坦部分に高度の食い違いが生ずるはずであるが、右段丘の頂部は平坦であり、陥没による高度の不連続は認められないことから、少なくとも安田層堆積後、すなわち、第四紀後期以降に構造運動がないことは明らかである。
（２）　敷地及び敷地周辺の地盤の安定性


本件安全審査においては、次のアないしウの地形及び地質状況が確認されたことから、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤において、同施設に被害を与えるような、工学的に対処不可能な大規模な地すベりや山津波等が発生するおそれはないと判断された。
地すベりや山津波等は、地盤の斜面部などで重力（地盤の自重）の不均衡によって発生する現象であるので、斜面の存在しないところにおいてはもとより、傾斜地であっても重力の不均衡の要因を取り去れば、発生することはない。したがって、大規模な地すベりや山津波等が発生するおそれがあるか、そして、地すベりや山津浪等に対し、傾斜や重力不均衡の要因の除去という工学的な対処が可能であるか否かは、（１）地表に広範囲の急傾斜面があるかどうか、（２）地盤中に断層や傾斜した地層その他の広範囲かつ急傾斜した不連続な面（この面に沿って地盤がすべる可能性がある。）が存在するかどうか、（３）地盤を構成する物質（砂、粘土、泥等）のすべりに対する抵抗力が小さいかどうかに関わることになる。ア　本件原子炉施設の敷地は、柏崎市及び刈羽郡＜地名略＞にまたがり、西山丘陵の南端部に位置する。同敷地の形は、海岸線に平行に約三・二キロメートル、直角に内陸に向かって約一・四キロメートルの半楕円形をなしている。同敷地前面の海岸線から同敷地背面の境界部にある標高六〇メートル前後のりよう線に向かって高くなって行くところの、なだらかな起伏を持った丘陵地となっている。したがって、本件原子炉施設に近接した位置の地表に、地すベりや山津波の原因となるような広範囲の急傾斜の斜面はない。
イ　本件原子炉施設の敷地内において実施された地表踏査、ポーリング調査、試掘坑調査等の結果によれば、本件原子炉施設の敷地全域にわたって、新第三紀に形成された西山層（泥岩層）が分布している。この西山層が本件原子炉施設の支持地盤であり、西山層には、節理の発達が少なく、かつ大規模な断層や破砕帯も存在しないので、強固かつ安定した岩盤であるということができる。ウ　右の西山層（泥岩層）の上には、これを覆う形で、約一二万年ないし一四万年前に形成された安田層（硬質の粘土等を主体とする。）が、ほぼ水平な層を成して存在する。また、安田層の上には約三万年ないし八万年前に形成された半固結状の番神砂層（砂質土を主体とする。）があり、更に、その上には、昀上位の地層として新期砂層（砂丘砂を主体とする。）が分布している。なお、これら異なる地層が接する不連続な面に傾斜がないわけではないが、いずれも地表部付近において局所的に存在しているのみで本件原子炉施設に被害を及ぼすような大規模な地すベりや山津波を引き起こすおそれはない。以上のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤において、同施設に被害を与えるような、工学的に対処不可能な地すベりや山津波等が発生するおそれはないと判断された。
（二）　本件原子炉施設の地震に係る安全性
本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設において耐震設計上考慮すべき地震は、過去の地震歴や、断層の活動性等から、適切に選定されていること、選定された地震が本件原子炉施設の敷地に及ぼすと考えられる影響を考慮した上で、本件原子炉施設の敷地基盤における設計用地震動が余裕をもって設定されていること、設計用地震動に対して、工学的、技術的見地からみて、適切な耐震設計が本件原子炉施設につき講じられていることが確認された結果、地震及びこれに伴う事象（機器や配管の振動等）は、本件原子炉施設における大きな事故の誘因とならないものと判断された。
（１）　耐震設計上考慮すべき地震
本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設に関して耐震設計上考慮すべき地震が適切に選定されていることが確認された。ア　酎震設計上考慮すべき地震の選定に関する基本方針原子炉施設の耐震設計に用いられる設計用地震動は、耐震設計上考慮すべき地震を基準として余裕をもって設定される。したがって、設計用地震動の設定やこれに基づく耐震設計が適切に行われるためには、基準になる地震の選定が適切に行われる必要がある。
右の基準になる地震、すなわち耐震設計上考慮すべき地震としては、過去の地震歴の調査によって、過去に発生し、本件原子炉施設の敷地の地盤に対して影響を与えたことが判明している地震、若しくは影響を与えたことが推定される地震、又は、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤に存在する断層の調査によって、同断層の活動により同地盤において将来発生することがあり得るものと考えられる地震の中から、本件原子炉施設に昀も大きい影響を与えるであろうと考えられるものを選定する。
右のように、過去の地震を考慮するのは、地震は、ほぼ同様の規模で繰り返し発生するものであるとされているところから、将来においても、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺において、過去に発生した地震と同じ様な影響を及ぼす地震が同所で発生するおそれがあるからである。
しかし、有史時代より前に発生した地震は、地震歴の調査による方法では把握できない。そこで、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の断層について、その活動性の有無を調査するのである。
これは、近年、地震の多くは構造運動に伴う断層活動によって発生すると考えられているところ、有史以前の時期を含む昀近の地質年代に繰り返し活動した断層は、将来も活動する可能性があり、これを評価することによって、有史期間にはたまたま発生しなかった地震をも看過しないようにするためである。このような観点から、昀近の地質年代である第四紀後期、特にその後半の時期における断層の活動性が着目されるのである。
そもそも地震は、地下深部の地殻の一部が、何らかの応力によって長時間かけてできたひずみに耐えられなくなり、破壊する際の衝撃波が地表に伝わったものである。そして、破壊した部分は断層という形で残される。いったん、断層が形或されるとそれまでのひずみは解消されるが、それ以降も応力の作用が続き、これによって再びひずみが蓄積されると、同じ断層面上（周辺の地殻のうち昀も強度が弱い部分）においてひずみに耐えられなくなった結果の破壊、すなわち断層面のズレが生じ、これによって再び地震が発生する。したがって、応力状況が変わらない限り、こうした断層のズレが繰り返され、同じような規模の地震は周期的に発生することになる。そしてその周期は、日本列島内では、経験的に数百年ないし数万年であることが判明しているため、有史時代に活動していない断層であっても将来活動するおそれがあると考えられているのである。


ところで、過去に活動した断層がすべて将来も活動するとはいえない。これは、長い間には、応力の掛かり方が変化して、周期的に活動していた断層が、以後活動しなくなることがあるからである。そして、我が国においては、第四紀後期においては応力の掛かり方ほぼ一定方向であり、この力によって同一の断層が繰り返し活動し、地震を発生させたものと考えられている。したがって、工学的見地からは、第四紀後期における活動性が全くないか、又は低い断層についてまで、将来において活動すると考える必要はないのである。こうした判断は、現在活動している断層の活動周期は、長くとも数万年以内であることが経験的に知られていることからも正当化される。
イ　過去の地震歴
（１）　過去の地震歴によって、耐震設計上考慮すべき地震を選定するには、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤において過去に発生した地震につき、そのマグニチュードや震央距離に基づいて、金井式（地震のマグニチュードと震源距離から昀大加速度を推定する式）により、本件原子炉施設の敷地基盤において地震動の推定昀大加速度（以下「推定昀大加速度」という。）を算定する。昀大加速度は、周期特性と共に、地震動を特徴づけるものであって、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤において過去に発生した地震のうち、昀大加速度が大きいものほど、同地盤に与える影響は大きいと考えられる。
（２）　本件原子炉施設について耐震設計上考慮すべき過去の主な地震は、次のとおりである。しかし、過去において、柏崎付近が被害の中心となった地震はなく、柏崎付近では、地震による被害自体あまり経験していない。
（ａ）越後南西部の地震
発生時期　　　　西暦一五〇二年
マグニチュード　六・九
震央距離　　　　四二キロメートル
推定昀大加速度　九五ガル
（ｂ）越後高田の地震
発生時期　　　　西暦一六一四年
マグニチュード　七・七
震央距離　　　　五四キロメートル
推定昀大加速度　一六〇ガル
（ｃ）越後三条の地震
発生時期　　　　西暦一八二八年
マグニチュード　六・九
震央距離　　　　三三キロメートル
推定昀大加速度　一三〇ガル
（ｄ）六日町の地震
発生時期　　　　西暦一九〇四年
マグニチュード　六・九
震央距離　　　　三〇キロメートル
推定昀大加速度　一五〇ガル
（ｅ）新潟地震
発生時期　　　　西暦一九六四年
マグニチュード　七・五
震央距離　　　　一一五キロメートル
推定昀大加速度　三〇ガル
右（ａ）ないし（ｅ）の地震のうち、同様の地震が将来再び発生した場合に、本件原子炉施設に昀も大きな影響全及ぼすと判断されるものは、推定昀大加速度が昀も大きい（ｂ）越後高田の地震（一六〇ガル）である。
ウ　敷地及び敷地周辺の地盤に存在する断層
（１）　断層の評価の基本方針
以下のとおり、本件原子炉施設の耐震設計上考慮すべき断層として、気比ノ宮断層が選定された。
気比ノ宮断層の選定に至るまでの、各断層の評価過程等の経緯は、次のとおりである。
（ａ）まず、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の広い範囲を対象として、文献調査（石油関連資料等）、空中写真判読及び地表踏査による地形、地質調査を行い、右範囲に存在する断層及び存在が推定される断層のうち、地すベり性の断層を除外し、また、構造性の断層でも本件原子炉施設から遠く、かつ小規模なものは除外するなどの絞り込みを行った。
その結果、耐震設計上考慮すべき断層と判断される可能性のあるものとして残った断層は、気比ノ宮断層、中央丘陵西縁部断層、真殿坂断層及び椎谷断層であるが、これらはいずれも、地表に断層面を確認できないため、地下に断層が存在する可能性があると推定されているに過ぎないものである。
（ｂ）次に、右四断層について、第四紀後期における活動性を評価し、それに基づいて、断層活動に基づく地震によって本件原子炉施設に大きな影響を与えると考えられるものを、耐震設計上考慮すべき断層として選定した。それが気比ノ宮断層である。
ところで、右四断層の第四紀後期の活動性の評価に当たっては、第四紀後期の活動が活発かつ大規模な断層は、その断層活動の痕跡として、連続したリニアメント、すなわち線状をを呈する地形が地表に明瞭に判読されるとか、リニアメント線上及びその近傍の露頭に、第四紀後期にしばしば活動したことを示す断層や地下深部における第四紀後期の断層活動を反映していると考えられる撓曲構造等が認められる等の地形上、地質構造上の特徴を伴うことに着目する。すなわち、第四紀後期に活動した断層により形成されたリニアメントは、形成年代が新しいことから、浸食される期間が短いため、地形上の特徴として明瞭に判読され、かつ、断層露頭や撓曲構造近くでこれちと同一方向に向かって延びるものとして判読される。これに対し、古い時代に活動した断層により形成されたリニアメントは、長い期間の浸食作用によって不明瞭になるか、また、断層露頭等と一致しない。したがって、右地形、地質構造上の特徴は、第四紀後期における断層の活動性に関し、極めて有用な指標となる。
そこで、断層や撓曲構造、さらに構造運動を反映した第四紀後期の地層の変形などがリニアメントと対応している場合には、昀近の地質時代に繰り返し活動している断層であると判定し、連続して認められるリニアメントに右地質構造の特質も加えて、これにより断層の長さ（長さにより、当該断層が引き起こし得る地震の規模が推定される。）を判定して、第四紀後期における活動性を評価した。その結果、本件原子炉施設に関して評価されたのは、気比ノ宮断層であり、同断層が耐震設計上考慮すべき断層と選定されたのである。
（２）　断層の評価結果
右評価の方針に基づく右四断層の評価結果は、次のとおりである。
（ａ）気比ノ宮断層


これは、本件原子炉施設の敷地東方の中央丘陵東縁部信濃川左岸地区の長岡市＜地名略＞付近から中之島町＜地名略＞付近に至る延長約一七・五キロメートルの範囲で、地下深部に存在の可能性が推定される断層である。当該地域の段丘面や丘陵部には、かなり明瞭なリニアメントが認められていること、基盤の地層に過摺曲構造が認められ、この過摺曲を呈する構造の方向が右リニアメントに概ね一致していること、この地区に右過摺曲構造を覆って発達する段丘が平野側に著しく傾斜しているという地形上の特徴を有し、摺曲運動の影響を受けたと考えられていること、及び右段丘の堆積物が第四紀後期に形成されたことから、第四紀後期においても摺曲運動は続いており、右断層は第四紀後期の活動性がある程度大きいものと判断された。
（ｂ）中央丘陵西縁部これは、中央丘陵西縁部の西山町＜地名略＞から出雲崎町＜地名略＞に至る延長約一二・五キロメートルの範囲で、地下深部に存在する可能性があると推定される断層である。
すなわち、右地域の新第三紀ないし第四紀の灰爪層又は魚沼層群で構成された地層部には、気比ノ宮断層で認められたリニアメントに比べて、やや不明瞭なリニアメントが認められたこと、また、このリニアメントに沿って一部に撓曲構造が確認されること等から、地表付近においては大規模な断層は存在しないものの、地下深部においては、断層が存在する可能性は否定できないと考えられる。しかし、右リニアメントと、右断層の存在を推定させる撓曲構造の位置とが一部において一致しないこと、右撓曲構造に沿う多数の露頭で第四紀後期に活動したことを示す断層が存在しないことから、右断層の第四紀後期における活動はなかったか、仮にあったとしても、その活動性はごく小さいものと判断された。
（ｃ）真殿坂断層、椎谷断層
真殿坂断層は、本件原子炉施設の敷地の北東方向にある西山丘陵の刈羽村＜地名略＞から北東方向に延びる延長約一四キロメートルの範囲で、地下深部に存在する可能性があると推定される断層である。また、椎谷断層は、西山丘陵の柏崎市＜地名略＞から北東方向にある出雲崎町＜地名略＞に至る延長約一三キロメートルの範囲で、地下深部に存在する可能性があると推定される断層である。両断層共、文献（石油関係資料）において、地下深部に推定されている断層である。ところで、右両断層が第四紀後期に活動したとすれば、地形上何らかの形跡が残されているものと考えられるが、空中写真判読によっても両断層共に全くリニアメントは認められず、地表踏査等によっても、第四紀後期において断層活動を示唆する地形（断層崖、ケルンコル等）や断層露頭が認められないことから、右両断層の第四紀後期における活動性は無視できる。
（３）　耐震設計上考慮すべき断層
以上のとおり、耐震設計上考慮すべき断層は気比ノ宮断層であり、過摺曲構造やその構造と一致するリニアメントの存在等から断層の長さは、約一七・五キロメートルとされた。将来、断層活動により発生することがあり得るものと考えるべき地震の規模は、当該断層の長さから推定することができる。そこで、気比ノ宮断層の活動によって将来発生することがあり得るものと考えられる地震の規模を、一般に広く用いられている松田式（断層の長さから地震の規模を推定する式）により算出すると、マグニチュード六・九となる。そして、同地震による推定昀大加速度は、震央距離を二〇キロメートルとして、二二〇ガルと算定された。これが耐震設計上考慮すべき地震である。
（２）　設計用地震動
地震が原子炉施設に及ぼす影響は、当該地震が原子炉施設の敷地基盤に対して、どのような地震動を与えるかによって異なる。そして、地震が敷地基盤にどのような地震動を与えるかは、主に当該地震動の昀大加速度及び周期特性によって表される。したがって、設計用地震動の設定に当たっては、耐震設計上考慮すべき地震による地震動に対して余裕のある昀大加速度と適切な周期特性を選んで採用することが必要である。
本件安全審査においては、以下のとおり、設計用地震動の設定に当たって、過去の地震歴や断層の活動から将来発生することがあり得るものと考えるべき地震のうち耐震設計上考慮すべき地震に対しても、十分余裕のある昀大加速度を採用し、かつ、地震動と原子炉施設を構成する機器等との共振に配慮した適切な周期特性等を採用していることが確認された。
ア　昀大加速度
本件原子炉施設において耐震設計上考慮すべき地震によって敷地基盤に与えられる地震動の推定昀大加速度のうち、昀大のものは、過去の地震歴及び断層の活動性についての調査結果から明らかなとおり、気比ノ宮断層の活動によって将来発生することのあり得る地震による二二〇ガルである。そこで、本件原子炉施設を設計するに当たって設定するところの敷地基盤における地震動、すなわち設計用地震動の昀大加速度は、右の二二〇ガルに対して十分の余裕を有する三〇〇ガルとされた。
イ　周期特性
一般に、構造物や機器等の物体（以下「構築物等」という。）は、その構造、材質等に応じて、それぞれ固有の振動周期を持っている。そして、地震によって構築物等に振動が生じた場合における当該構築物等の振動の程度は、地震動の周期と右固有の振動周期（以下「固有周期」という。）とが一致したとき、すなわち共振したときに昀大となり、また、当該地震動が当該構築物等に与える影響も昀大となる。構築物等の固有周期は、その構築物等が剛構造であれば相対的に短く、それが柔構造であれば相対的に長い。
そこで、本件原子炉施設の耐震設計を行うに当たっては、同施設を構成する主要な構築物等の固有周期を十分に考慮して、設計用地震動の周期特性を選定する。すなわち、本件原子炉施設（大部分が厚い壁、太い柱を有する鉄筋コンクリート造りの構築物）は、原則として剛構造である上、直接に岩盤（敷地基盤）上に設置するため、同施設の固有周期はほぼ〇・五秒以下の短周期振動系となる。そこで、敷地基盤における設計用地震動の波形は、重要施設の耐震設計に広く用いられている過去の代表的な強震記録波形の中から、ほぼ〇・五秒以下の周期成分が優勢なものを選定する。しかし、同周期範囲においても、本件原子炉施設を構成する構築物等によって固有周期が異なることから、このことを考慮して、同施設を構成する構築物等のそれぞれについて、十分大きな応答（共振）が生ずるように、（１）比較的短周期側が優勢なゴールデンゲートパーク記録（米国、一九五七年、サンフランシスコ地震、マグニチュード五・三）、（２）比較的中周期が優勢なタフト記録（米国、一九五二年、カーンカウンティ地震、マグニチュード七・七）、及び（３）比較的長周期側が優勢なエルセント口記録（米国、一九四〇年、インペリアルバレー地震、マグニチュード七・一）の三波を選定した。


（３）　本件原子炉施設の耐震設計
本件安全審査においては、右（２）で設定される設計用地震動に対して、工学的、技術的見地からみて、適切な耐震設計が講じられ得ることが確認された。
ア　剛構造及び岩盤設置
本件原子炉施設は、地震時における原子炉格納施設や機器の変形の程度を小さくするため、原則として、同施設の主要な部分を剛構造とした上、同施設全体を岩盤（西山層）上に直接設置する。
イ　重要度分類に応じた耐震設計
本件原子炉施設の耐震設計に当たっては、同施設を構成する構築物等を安全上の重要度に応じてＡ、Ｂ、Ｃの三種類に分類し、それぞれの重要度に応じて適切な耐震設計を講じる。
特に、原子炉施設のうち主要な部分（Ａクラス）、すなわち、その機能喪失が原子炉事故を引き起こすおそれのある施設や本件原子炉施設周辺の公衆に対して放射線障害を与えることを防止するために必要な施設（以下「主要施設」という。）に対しては、水平震度については、建築基準法に定められている水平震度の三倍の震度を、鉛直震度については、水平震度の半分、すなわち、建築基準法に定められている水平震度の一・五倍の震度を考慮した静的解析、また、本件原子炉施設の支持地盤に与えられる設計用地震動を用いた動的解析をそれぞれ行い、右静的解析及び動的解析から求められたいずれの地震力に対しても十分余裕のある耐震設計を講じる。
また、主要施設については、右各解析によって求められた地震力に、平常運転に伴って作用する圧力や熱膨張等による力が加わった場合にも、それによって発生する応力の程度が、本件原子炉施設を構成する建設材料の耐え得る許容限度内にとどまり、右主要施設には損傷が生じないように設計する。
更に、主要施設のうち、安全対策上特に緊要な格納容器、原子炉緊急停止装置及びほう酸水注入装置については、設計用地震動の一・五倍の地震動を用いた動的解析によって求められた地震力に、平常運転に伴って作用する圧力や熱膨張等による力が加わったとしても、主要施設に損傷が生じないように設計することはもとより、更に、同施設に課せられている機能が十分維持されるように設計する。３　本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全性に関する原告らの主張に対する反論（一）　本件原子炉施設の敷地内に存在すると推定される断層の評価に関する主張
について
原告らが、本件原子炉施設の敷地内に存在する断層であると主張するものは、以下のとおり、実は、断層ですらないもの、断層であっても地震の原因とならない地すベり性の断層に過ぎないもの、構造運動に起因した断層であっても、もはや活動するおそれのないものに過ぎない。
（１）　地すベり性断層の判断の可否に関する主張について原告らは、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤に存在する番神砂層や安田層に認められる断層について、大間隔のポーリング調査や地表面から数メートル掘った程度のトレンチカット調査によっては、これらの断層を地すベりによるものと判断することはできない旨主張する。
しかしながら、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。ア　すなわち、地すベりとは、地形（斜面）などの要因によって重力のバランスが崩れ、地盤の表面だけに発生する変形であるから、地すベりによって生じる断層は、一般に、（１）斜面に沿って存在し、（２）断層を引き起こした力（重力）の方向もその斜面の傾斜方向に沿っており、（３）断層は、地下深部に達しておらず、断層の傾斜は下方に行くに従って緩やかなものとなり（次第に地層の抵抗が増すためである。）、そのため、断層面は、全体として湾曲している等の特徴を示すのである。
これに対し、構造運動に起因して地震を発生させるような断層（これを構造性の断層という。）は、一般に、（１）斜面とは無関係に存在し、（２）断層面は、水平方向に直線状に連なっていて、（３）断層は、構造運動に伴う地殻変動の結果として、地下深部まで達しており、かつ断層面はほぼ一様の傾斜で地下深部に向かって連続している等、地すベり性の断層とは、全く異なる特徴を示すのである。したがって、当該断層が地すベり性の断層であるか否かは、露頭調査、トレンチ調査、ポーリング調査等、地質調査においてごく一般的に用いられている調査方法によって、容易かつ的確に判断し得るのである。
イ　そして、本件原子炉施設の敷地内の番神砂層や安田層等に認められる断層については、まず、断層露頭について詳細な調査が行われた上、更に、これらの断層のうち規模が比較的大きいと思われるものについては、トレンチ調査等によって、断層の性状、水平方向の連続性等が把握され、かつ、数メートルから数十メートル間隔のポーリング調査によって、断層の性状、鉛直方向の連続性等が把握された。その結果、（１）断層露頭の詳細な調査から右断層は、番神砂層や安田層等の各旧斜面に沿ってそれぞれ存在すること、（２）それらの断層を形成した力の方向も番神砂層や安田層等の各旧斜面の傾斜方向に沿ったものであること、（３）また、トレンチ調査等から、それら断層の傾斜は下方に行くに従って緩やかなものとなり、断層面は全体として湾曲していること等、地すベり性の断層に見られる一般的特徴を有するものであることが判明した。
これらを総合的に検討、評価した結果、右断層はいずれも、番神砂層や安田層等がかって地表に表れていた時代において、浸食作用で形成されたかっての谷の斜面に沿って小規模かつ局所的に生じた地すベりにより形成された断層（このような小規模かつ局所的に生ずる地すベりが本件原子炉施設に特段の影響を及ぼすのでないことはいうまでもない。）であると判断された。
ウ　また、本件原子炉施設の敷地周辺の番神砂層や安田層の露頭の調査結果によれば、同露頭に認められる断層は、同施設の敷地内に認められる地すベり性の断層と同様の性状、形態を示すことが判明した。したがって、これら露頭の断層も、地表部のみに形成された地すベり性の断層と判断された。


（２）　本件原発五号炉直下の断層の活動性に関する主張について原告らは、本件原子炉（一号炉）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見られる断層が西山層及び安田層を切っていろこと、及び右五号炉設置計画地点付近の県道露頭に見られる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い旨主張する。しかしながら、原告らが主張する五号炉直下の断層とは、東京電力が、規制法二六条一項に基づいて、被告に提出した本件原発の原子炉設置変更（二号炉及び五号炉増設）許可申請書の添付書類に記載されているところの、五号炉の敷地基盤に認められた断層Ｖ系断層及びＦ系断層と称されるもの）を指すと思われるが、ポーリング調査及び追跡坑調査の結果によれば、右断層は、その一部が安田層の下部を切ってはいるものの、安田層の上部には全く変位を与えていないので、少なくとも安田層堆積以降、すなわち、約一二万年前以降の活動は認められず、また、破砕幅及び変位が小さいこと等から、本件原子炉施設の安全性を損なうおそれはない。また、原告らが、五号炉設置計画地点付近の旧県道の露頭に見られる断層と主張するものは、安田層と新期砂層とが不整合で接しているものに過ぎず、断層ではないから、原告らの右主張は失当である。
（３）　東側道路法面の断層の性質に関する主張について原告らは、本件処分後、本件原子炉の炉心から北東へ約三〇〇メートルの地点において、本件原発東側道路の掘削工事中、同道路法面に発見された断層は、新砂丘、番神砂層及び安田層を切っており、さらに西山層をも切っている可能性があること、右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である旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
ア　原告らの右主張に係る断層がいずれの断層を指すものか必ずしも明確でないが、右道路法面に認められる数本の小規模な断層のうち昀も規模の大きい断層（以下「主断層」という。）について見ると、露頭調査、トレンチ調査、ポーリング調査等の結果によれば、主断層は、番神砂層及び安田層上部には変位を与えているものの、下位の地層である安田層下部及び西山層には全く変位を与えていない。しかし、原告らが主張するごとく、主断層が極めて新しく、かつ活発な活動を繰り返している断層であるとするならば、右のように上部の地層を切りながら下位の地層を切らないことはあり得ない。構造運動を起こす力は、地下深部から来るからである。逆に、右主断層のように、上位の地層を切って下位の地層を切らないのは地すベり性の断層であることを示している。
また、断層は、番神砂層や安田層の旧斜面に沿って存在し、さらに、主断層の傾斜は下方にいくに従って緩やかなものとなり、断層面は全体として湾曲していること等、地すベり性の断層において一般的に見られる特徴を示していることから、右断層は、地すベりによって生じたものである。
イ　また、露頭調査の結果によれば、右道路法面に認められるその他数本の小規模な断層の規模は、地すベり性のものと判断された右主断層に比べて小さく、かつ、その形態が右主断層に類似しているところから、右主断層を形成したと同じ地すべりによって、副次的に生じた断層（地すベりの発生時の衝撃で、地すベりを起こした土塊の中や地すベり面の背後に、同時に発生する小規模な断層）であることが明らかである。
ウ　原告ら主張の断層変位の累積性が、いかなる事象を指すものなのか必ずしも明らかではない。しかし、それが右断層に伴う地層の変位の分布が非一様性を示していることを指すものであるならば、これは地すベり性の断層にしばしば認められる事象に過ぎず、構造運動に起因する断層活動において、その活動の繰り返し（古い地層ほど何回も断層活動を経験する。）によって、断層に伴う変位が大きくなるという変位の累積性を示すようなものではない。
（４）　本件原子炉直下の断層（α断層及びβ断層）及び真殿坂断層の活動性に関
する主張について
原告らは、本件原子炉施設の支持地盤に認められたいわゆるα断層及びβ断層は、地震の発生源となる活断層でないとしても、周辺地域で地震が発生した場合、再びずれを生じるおそれがある旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
ア　α断層及びβ断層が、仮に地震により影響を受け、更に右両断層の断層部の強度が不十分だと仮定しても、本件原子炉施設の支持地盤は地震時に作用する荷重に対しても十分な地耐力を有しており、かつ、両断層は著しい破砕部を伴うものではないことから、地震発生によって本件原子炉施設の支持地盤が影響を受けるおそれはない。なお、地震により右両断層に変位が生ずるものであれば、これまでも第四紀後期の後半の時期に発生した様々な地震によって変位が生じるはずであるが、昭和五五年五月一六日の検証によれば、そのような変位は生じておらず、右両断層はいずれも約一二万年前に形成された安田層上部に変位を与えていない。また、α断層及びβ断層は安田層の下部を切っているものの、安田層の上部には影響を与えていないことから、右両断層は少なくとも安田層堆積以降、すなわち、約一二万年前以降の活動は認められず、右両断層の再活動のおそれはない。イ　また、真殿坂断層の活動は無視できるし、α断層及びβ断層との間に関連性もない。真殿坂断層は、地質構造的に見て、西山町＜地名略＞付近の摺曲構造の向斜軸部に位置する西山層以深の地層が急傾斜をなしていることにより、地下深部にその存在が推定されているものである。ところが、本件原子炉施設の敷地において実施された多数のポーリング調査結果によれば、同敷地内に存在することが認められる摺曲構造の向斜部に位置する西山層の傾斜は、極めて緩やかに連続しており、断層に伴う変位は認められない（変位があれば、右のように急傾斜を示すはずである。）。したがって、本件原子炉施設の敷地内には、真殿坂断層はもとより、それに関連する断層が存在する余地はないと判断されたのである。
（５）　寺尾断層に関する主張について
原告らは、刈羽村＜地名略＞に見られる断層について、右断層は、西山丘陵の摺曲運動に起因する構造性の断層であり、番神砂層等新しい地層を切っていることから新しい活動性を有する旨主張するが、寺尾に見られる断層は、以下のとおり、原告らの主張するような構造性のものではなく、地すベり性のものであるから、原告らの主張は、その前提を欠き失当である。


ア　地すベり性の断層と構造性の断層は、全く異なる成因によって生じるものであり、左記のとおり、それぞれ明瞭に異なる特徴を有する。（ａ）　構造運動に起因して地震を発生させる構造性の断層は、地下探部（地球内部）から来る応力によって生じるものであるため、（１）斜面とは無関係に存在し、（２）断層面は水平方向に直線状に連なって、（３）断層は地下深部まで達し、（４）断層面はほぼ一様な傾斜角度で、地下深部に向かって連続しているとの特徴を示す。構造性の断層は、右のほかに、（５）断層活動の繰り返しにより地層の変位が累積する結果、より古い地層（より多くの断層活動を経ている。）である下位の地層における変位量が、より新しい地層である上位の地層における変位量より大きく、また、（６）構造性の断層は地下深部で発生し、地表に向かって延びるものであるから、断層が枝分かれする場合には下方から上方に向かう等の特徴がある。
（ｂ）　一方、地すベりとは、地形（地表のものに限らない。）などの要因によって重力のバランスが崩れた結果、地盤の表面付近（地表ではない。）にのみ発生する変形である。地すベりの要因になる地形としては斜面の存在等が挙げられ、例としては不整合をなす二地層の境界面等がある。大規模な地すベりではかなり深くまで地盤の変形が生じることもあるが、地球内部から来る応力によって生じる構造性断層のように地下深部まで変形が及ぶことはない。地すベりによる断層は、一般に、（１）斜面に沿って存在し、（２）断層を引き起こした力（重力）の方向も、その斜面の傾斜方向に沿っており、（３）地下深部に達しておらず、（４）斜面下方へ進むに従って徐々に地層の抵抗が増すため、断層の傾斜は下方へ行くに従って緩やかなものとなり、（５）そのため、断層面は全体として湾曲しているとの特徴を示している。地すベり性の断層は、右のほかに、（６）地下の地すベり性断層に沿って、地上にリニアメントが生ずることはなく、（７）斜面上方に当たる上位の地層における地すベりによる変位量が、斜面下方に当たる下位の地層における地すベりによる変位量より大きいため、地すベりによる地層の鉛直変位量は、上位の地層の方が下位の地層よりも大きい等の特徴がある。
イ　以上の特徴を前提として、原告らの主張する寺尾断層の性質について見てみる。
（１）　東京電力の調査によれば、寺尾断層の椎谷層における変位量は、昀大約九〇センチメートルに過ぎず、上位にある安田層における変位量約一二〇センチメートルに比べて、はるかに小さいものになっていることが認められ、寺尾断層は、地すベり性断層の特徴である前記ア（ｂ）（７）の特徴を示している。（２）　また、寺尾断層は、上方から下方に向かって枝分かれしていることが認められ、前記ア（ａ）（６）の特徴を欠いている。すなわち、構造性の断層であるならば、地球内部から来る応力によって地下深部で発生し、地表に向かって延びる構造性断層の性質上、断層が枝分かれする場合には、下方から上方に向かうはずであるが、寺尾断層では、逆に上方から下方に向かって枝分かれしているところからみて、寺尾断層が地球内部から来た力によって生じたものとは考えられない。以上のとおり、寺尾断層は、地すベり性の断層の特徴を有し、構造性断層と符号しない特徴を伴うものであるから、寺尾断層を構造性断層であるとする原告らの主張は誤りである。
ウ（１）　ところで、原告らは、寺尾断層について、荒浜砂丘団体研究グループのスケッチに基づき、火山灰質砂岩層を基準の地層（鍵層）として測定すると、寺尾断層の椎谷層の変位量は約一四〇センチメートルと認められるとした上で、より上位の安田層の変位量約一二〇センチメートルに対して下位の変位量が大きいので、寺尾断層は構造性断層の前記ア（ａ）（５）の特徴を示す旨主張するが、寺尾断層の椎谷層における変位量は昀大約九〇センチメートルに過ぎず、椎谷層より上位にある安田層における変位量が約一二〇センチメートルであるに比べて、はるかに小さい変位しか示していないのである。
（２）　また、原告らは、被告が泥岩層を基準として椎谷層における変位量が約九〇センチメートルに過ぎないとの結論を導いたことに対して、一般に泥岩は連続しないので鍵層とはなり得す、火山仄は地質学的に一瞬で堆積するので有力な鍵層となるのであるから、火山灰質砂層を鍵層とすべきである旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
（ａ）　一般論としては、確かに火山灰層等が鍵層に適する。その理由は、火山の爆発があると火山灰が短期間において広範囲にわたって散布されるために、地層の時間的・地域的な対比が容易となるからである。原告らが「泥岩は連続しないので鍵層とはなり得ない。」と主張しているのも、火山灰層のように広範囲にわたって連続しないという趣旨である。
しかし、寺尾断層の椎谷層における変位量を測定するという課題については、寺尾断層は極めて狭い範囲のみが対象とされているので、泥岩層であっても、必要な範囲内において連続している以上、十分に基準の地層としての役割を果たし得るのである。右のとおり、基準の地層として適切であるか否かは、具体的な実情に則して考えなければならないのであり、変位量についての被告の判断には鍵層の取り違えの誤りがあるという原告らの主張は、一般論を重視するあまり、問題の本質を見誤ったものである。また、そもそも、原告らが鍵層として用いた「火山灰質砂層」を、寺尾断層に認めることはできない。
（ｂ）　被告が右判断の基準とした泥岩層は、トレンチ南・北側壁の椎谷層中に、断層の両面にほぼ連続して認められる。そして、右泥岩層を挟んで、石灰質砂岩層が上下に分布していることや、右の石灰質砂岩層の上下にある砂岩には、明らかな岩相の相違があること等から、寺尾断層の左右にある泥岩層の同一性は、容易かつ的確に判断できるのである。したがって、被告が右判断の基準とした泥岩層は、寺尾断層の椎谷層中における変位量を測定するための基準の地層として昀も適切であるというべきである。
（６）　柏崎平野に係る原告らの主張について
原告らは、本件原子炉施設の敷地に隣接する柏崎平野は、沖積層堆積後も地殻変動が継続していると主張し、その理由として、新たに同平野に分布する遺跡が埋没していること、安田層や番神砂層下部水成層の標高変化が大きいこと、及び荒浜砂丘の標高が高いこと等を挙げる。


しかしながら、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。すなわち、柏崎平野において、第四紀後期に堆積した安田層からなる段丘の頂部は平坦であり、陥没による高度の不連続は認められないから、少なくとも第四紀後期以降の構造運動がないことは明らかである。
また、以下のとおり、原告らが挙げる理由は地殻変動が沖積層堆積後も継続していることの根拠とはなり得ない。
ア　柏崎平野にある下谷地遺跡は、原告らも認めるように弥生時代中期のものとされているが、右遺跡は、埋没深さ等遺跡の埋没状況が日本各地で発掘された同時代の遺跡と大きく異なるわけではなく、したがって、右遺跡が埋没していることをもって同平野の地殻変動を示す根拠とすることはできない。イ　安田層からなる段丘の頂部の平坦部分に安田層堆積後の構造運動に伴う高度の不連続性は認められないのであるから、安田層よりも新しい時代に堆積した番神砂層下部水成層に構造運動に伴う標高変化が生じるはずがないのである。甲九六の二ないし四は、番神砂層下部水成層は高い標高に分布するとしているが、同位置においては、明らかに風成の番神砂層が存在していることが確認されているのであり、したがって、原告らが主張する番神砂層下部水成層の大きな標高変化とは、同層上部の風成層上限を同層下部の水成層上限と見誤ったことによるものであるというほかない。
ウ　原告らは、荒浜砂丘の標高が新潟県の海岸部に存在する他の砂丘に比べ高いことをもって地殻変動が継続していることの根拠としている。しかしながら、一般に、砂丘が風により運搬された砂が堆積して形成されるものであり、砂丘の標高は、砂の供給量、旧地形等の砂丘形成時の堆積環境により決まるものであるから、右砂丘の標高が高いことをもって、構造運動の根拠とすることはできない。（二）　本件原子炉施設の敷地周辺に存在すると推定される主な断層の評価に関す
る主張について
（１）　気比ノ宮断層の延長距離に関する主張について原告らは、気比ノ宮断層について、被告が同断層の延長を中之島町＜地名略＞から長岡市＜地名略＞付近までの約一七・五キロメートルと推定していることに関して、右断層の延長は中之島町＜地名略＞から長岡市＜地名略＞を経て、柏崎市＜地名略＞までの三八・五キロメートルとみるべきである旨主張するが、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。
ア　気比ノ宮断層について、文献調査、空中写真判読、地表踏査等に基づいて、第四紀後期の断層活動を示唆する地形上の特徴や地質構造上の特徴について検討した結果、気比ノ宮断層の南限は、長岡市＜地名略＞付近と推定された。すなわち、雲出町付近以北与板町付近までの西山層、灰爪層及び魚沼層における背斜構造の東翼部には、過摺曲構造（地下深部において断層を伴うことが多いといわれる。）が認められ、かつ、この過摺曲構造の東縁に沿って、地表にかなり明瞭なリニアメントが認められるのに対し、雲出町付近以南の気比ノ宮断層の延長線上には、明瞭なリニアメントや過摺曲構造が全く認められない。
このように、雲出町付近以北と以南とでは、地形上、地質構造上に明白な差異があるため、同町以南については、地下に気比ノ宮断層の延長と思われる断層の存在を推定することはできないと判断された。
イ　更に、雲出町付近以北の地質構造は、右のとおり、過摺曲構造を示す背斜構造である。これに対して、雲出町付近以南柏崎市＜地名略＞まで（原告らはこの区間を気比ノ宮断層の「南部区間」といっている。）の地質構造は、向斜構造である。このように、雲出町付近以北と以南とでは、そもそも地質構造を全く異にしているのであるから、気比ノ宮断層の延長として「南部区間」を挙げること自体、根本的に誤りである。
ウ　また、原告らは、「南部区間」に活断層が存するという主張の根拠として、右区間においても魚沼層群に撓曲構造が追跡できること、「日本の活断層」には「南部区間」の一部がリニアメントとして記載されていることを挙げる。しかし、雲出町以南の「南部区間」には、地表踏査の結果によっても、魚沼層群に撓曲構造は認められないし、原告らの掲げる「日本の活断層」には、「南部区間」の一部にリニアメントが示されているが、本件安全審査において気比ノ宮断層を推定したリニアメントの一部に相当するリニアメント（鳥越断層群に係るもの）が右リニアメントとは別のものとして示されており、この二つのりニアメントについて活断層の存在の確かさを表す確実度の評価も前者を確かさが昀も低いＩＩＩとし、後者を確かさが昀も高いＩとしているのであるから、「日本の活断層」の記述からこの二つのリニアメントを一体のものと考え、気比ノ宮断層が雲出町以南に伸びていると主張することはできない。ちなみに、現地における地表踏査の結果によれば、右「南部区間」の一部に見られるリニアメントについては、岩質の差異に起因する侵食の進行の差によって生じた段差（よりやわらかい岩質の地層は、より堅い岩質の地層より早く侵食される。）が判読されたものと考えるのが妥当である。（２）　中央丘陵西縁部断層の活動性に関する主張についてア　原告らは、国道一一六号線のバイパス工事によってできた西山町＜地名略＞などの露頭において認められる断層の存在をもって、常楽寺断層の活動が現在も続いていることを示すものである旨主張する。
しかしながら、以下のとおり、原告らの右主張は失当である。中央丘陵西縁断層（原告らの主張する「常楽寺断層」の一部がこれに当たる。）の存在が推定されている西山町＜地名略＞から出雲崎町＜地名略＞にかけての地表部付近には、第四紀後期において活動した断層が認められる露頭は全く認められない。また、右区間に認められるリニアメントも、中央丘陵西縁部断層が地下深部に存在すると推定する根拠となった撓曲構造の位置と一部で一致していないが、これは撓曲構造に係る構造運動によって形成されたリニアメントが、長い期間の侵食作用を受けて東側に後退した結果撓曲構造とずれたものである。これらのことから同断層の第四紀後期における活動は、あったとしても、ごく小さいものと判断された。


なお、西山町＜地名略＞周辺の露頭において複数の断層が認められることは事実であるが、その位置や断層面の方向は、中央丘陵西縁部断層を推定する根拠となった右リニアメント及び撓曲構造の位置や方向と一致していない（リニアメントや撓曲構造は、その地下における断層の存在を推定させるものであり、構造性の断層は地下深部から来る力によって生じるものであるから、断層とその存在を示唆するリニアメントや撓曲構造とは、同じ地下深部からの力が作用することによってできたものである以上、その位置や方向は一致するはずである。）上、右各断層は、地すベり性の断層の特徴を示しているので、これら断層の存在は、中央丘陵西縁部断層の活動が現在も続いているという根拠にはなり得ない。
ところで原告らが、西山町＜地名略＞の露頭において認められた断層をもって常楽寺断層の活動が現在も継続している旨主張するのは、右バイパス工事によってできた露頭を調査し、柏崎平野が安田層の堆積直前の陥没によって形成され、安田層堆積後も断層の活動があったと推定する学説を背景にしているものと考えられるが、これにいう断層は地すベり性の断層であり、右学説は支持されなかったのである。イ　また、原告らは、中央丘陵西縁部断層の南限である西山町＜地名略＞から、更に南方の柏崎市＜地名略＞までの区間の一部において、灰爪層の撓曲が連続して追跡できること、右区間の一部である柏崎市＜地名略＞から同＜地名略＞までの間においては地形的に山地と平地が直線状の境界をなしていることから、右区間を中央丘陵西縁部断層の延長に加え、右中央丘陵西縁部断層の延長は、出雲崎町＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞までの二四キロメートルであると主張するが、右前者については、地表精査をしても連続して追跡できるような撓曲構造は認められず、また、後者については、当該地形は、過去の海岸線に起因する地形（現在より海水準が高い時代の海食崖）がリニアメントとして見られるものに過ぎないから、原告らの右主張は失当である。
（３）　真殿坂断層の性質に関する主張について
原告らは、被告がリニアメントが認められないことを理由として、真殿坂断層が活断層ではないと判断している旨主張するが、被告の右判断がリニアメントの不存在にのみに基づくものでないことは、以下のとおりであって、原告らの右主張は失当である。
すなわち、真殿坂断層の存在が推定される地域の空中写真判読によっては、リニアメントの存在は全く認められず、また、これに加えて実施した地表踏査の結果によっても、第四紀後期における構造運動に起因した断層活動を示唆する断層崖やケルンコル等の地形的特徴及び露頭は認められなかった。このように、第四紀後期に右断層が活動した知見がないことから、被告は、右断層の第四紀後期における活動は無視できると判断したのであって、原告らが主張するような、リニアメントの不存在のみを理由として判断したのではない。また原告らが、真殿坂断層の活動が現在も続いている根拠として挙げる刈羽村＜地名略＞の露頭に見られる断層は、地すベり性の運動によって番神砂層及び安田層が西山層中に落ち込んで生じた表層の断層であり、真殿坂断層とは関係がない。更に、原告らは、本件原子炉施設の敷地内の番神砂層（原告らのいう「古砂丘」）に見られる逆断層をも、真殿坂断層の活動が現在も続いている根拠とするが、地すベり性の断層においても局部的に見れば逆断層が認められることがしばしばある（同一斜面で同一機会に起きた複数の地すベりのうち、後から起きたものの方がスピードが早くて、先に起きた地すベりによる断層の下にもぐり込んでしまう場合等）のであるから、右逆断層の存在のみをもって、真殿坂断層の活動が現在も続いている根拠とはなし得ない。
（４）　椎谷断層の性質に関する主張について
原告らは、椎谷断層について、石油関係資料で魚沼層群を切っているとの記載がある以上、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を理由に、同断層の活動を無視した被告の判断は誤っていると主張するが、ある断層が第四紀後期に活発に活動しているものであるならば、第四紀後期の活動を示す断層や撓曲構造等の露頭が存在し、これに対応する明瞭なリニアメントが連続して判読されるはずであるが、椎谷断層の存在が推定されている出雲崎町＜地名略＞から柏崎市＜地名略＞にかけての区間では、空中写真からリニアメントは判読されず、また、地表踏査の結果によっても、第四紀後期における断層活動を示唆する地形や露頭が認められない等、右断層の第四紀後期における活動を示唆する事象は認められない。被告は、右調査に結果に基づき、右石油関係資料の記載をも考慮した上で、第四紀後期における右断屠の活動は無視できると判断したものであって、これら調査結果及び資料に基づく判断としては当然のものである。むしろ、空中写真判読や地表踏査という調査の結果を無視し、石油関係資料の一記載のみに基づいて椎谷断層に活動性ありとする原告らの主張こそ、調査結果及び資料の評価を誤った判断の上に立つものである。したがって、原告らの右主張は失当である。
四　本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性
１　災害評価の意義
（一）　原子力発電における安全性の確保は、
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。このため、原子炉設置許可に際しての安全審査においては、申請に係る原子炉施設が、その基本設計ないし基本的設計方針において、平常運転時における被曝低減に係る安全確保対策が講じられるものであるかどうか及び自然的立地条件との関連を含めた事故防止に係る安全確保対策が講じられているかどうかを慎重に審査することとしている。右のような安全審査を経て、平常運転時における被曝低減対策に係る安全性が確認され、また、事故防止対策に係る安全性をも確認された原子炉施設においては、その基本設計ないし基本的設計方針に係る事項に関し、放射性物質の環境への異常な放出という結果が防止され、公共の安全が確保されていることも確認されているのである。
しかしながら、安全審査においては、更に、念には念を入れて安全性を確認するために、立地審査指針に基づき、当該原子炉が、その安全防護設備との関連において十分に公衆から離れているとの立地条件を満たすものであるかどうかを審査することとしている。
そして、立地審査指針に基づき、原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否を検討することを、安全審査においては、慣習的に「災害評価」と称しているが、この評価は、事故防止対策に係る安全確保対策を講じた原子炉施設が、更に適切な社会的立地条件を具備しているかどうかを判断するために行う評価である。（二）　安全審査においては、公衆との離隔に係る立地条件の適否について、立地条件に基づき、次の三つの条件が満たされることを確認することにより判断することとしている。


（１）　原子炉の周囲は、原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であること。（２）　原子炉からある距離の範囲であって、非居住区域の外側の地帯は、低人口地帯であること。
（３）　原子炉敷地は、人口密集地帝からある距離だけ離れていること。そして、右条件に適合するか否かを判断するため、仮想的な放射性物質の放出を仮定している。具体的には安全防護設備の有効性を一定限度考慮に入れた上で、環境に放出される放射性物質の放出量に着目し、（１）現実的には発生する蓋然性はないということができるが、専ら技術的見地からみた場合には、昀悪の場合には発生するかもしれないと考えられる事故としての「重大事故」、及び（２）右重大事故
を超え、したがって、
専ら技術的見地からみな場合でさえも発生するとは考えられない事故としての「仮想事故」の二つを段階的に想定して災害評価を行うこととしている。ここで、留意すべきことは、既に、事故解析において、現実に多少とも発生する蓋然性のある事故のうち、仮に発生した場合には重大な結果を惹起するおそれのある代表的な事故を想定して解析評価を行い、災害の防止上支障がないものであることを確認しているということである。そうだとすれば、右事故解析において取り扱われた各事故以上のものであれば、いかなる種類、態様の事故であっても、現実には発生する蓋然性のない観念的なものであり、当該原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否を判断するため、観念的な事故を想定するとの趣旨に合致し、合理性あるいは合目的性を失うものではないということである。一方、右事故解析において取り扱われた各事故以上の事故を想定すればいいとしても、実際上どの程度のものを想走することが適当であるかということについては、災害評価の目的、意義を踏まえて決定する必要がある。すなわち、右三条件を満たす離隔は、当該原子炉の基本的構造、出力、その他の特性、安全防護設備を含む安全上の対策等によって変化し得るものであるが、右安全上の対策等のすべてが無条件に機能しないと仮定した場合には、事実上原子炉の出力のみで決まってしまうことになり、その他の重要な因子は無視されることになる。そこで、このような仮定は、昀小限必要とされる離隔距離を判断するという見地からは、適切とはいい難いため、安全審査においては、その安全防護設備との関連を考え、格納容器内に考え難いほどの大量の放射性物質が放出され、更にこれが環境に放出されるような事故をあえて想定した上、その事故による公衆の被曝線量を計算、評価し、これを基礎に判断する方法が採られている。要するに、原子炉施設の安全性は、適切な設計と運転管理等とによって確保されるものであることはいうまでもなく、立地審査指針への適合性の評価は、本件安全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、すなわち基本設計ないし基本的設計方針が災害の防止上支障がないものであるか否かを判断する行為の一環として実施されるものなのである。したがって、運転に係る著しい不合理を仮定し、基本設計ないし基本的設計方針において採られる安全対策をすべて無効とする想定は、そもそも基本設計ないし基本的設計方針の是非を審査するという災害評価の趣旨に反する不合理なものなのであり、考慮に値しないものであることはいうまでもない。
２　原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性についての審査原子炉設置許可に際しての安全審査において、申請に係る原子炉が、その安全防護設備との関連において十分に公衆から離れている、との立地条件を具備しているかどうか、すなわち、公衆との離隔に係る安全性を確保し得るものであるかどうかを判断するに当たっては、立地審査指針に基づく三つの条件と「重大事故」及び「仮
想事故」との関連において、
第一に、「重大事故」の発生を仮定した場合に、そこに人が居続けるならば、その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲内が非居住区域（公衆が原則として居住しない区域をいう。）となうているかどうか、第二に、「仮想事故」の発生を仮想した場合に何らの措置を講じなければ、その範囲内にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される範囲内であって、右非居住区域の外側の地帯が低人口地帯（著しい放射線災害を与えないために、適切な措置を講じ得る環境にある地帯をいう。）となっているかどうか、第三に、右「仮想事故」の発生を仮想した場合に、全身被曝線量の積算値（集団中の一人、一人の全身被曝線量の総和）が国民遺伝線量の見地から十分受け入れられる程度に小さな値になるような距離だけその敷地が人口密集地帯から離れているかどうかがそれぞれ確認される。
そして、右各距離の範囲を判断するための目安の線量として、右の第一の場合に関しては、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が、また、右の第二の場合については、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が、更に、右の第三の場合については、全身被曝線量の積算値として二〇〇万レムがそれぞれ用いられる。
ところで、採用されている右各線量は、右に述べたところから明らかなように、いずれもあくまでも原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否を判断するための一方法として、その判断の際に用いられる目安としての線量であって、その線量値までの公衆の被曝を許容するものとしての許容被曝線量である年間〇・五レムとは本質的にその意義を異にするものである。また、この目安は、実際に原子炉事故が生じた場合に採られる緊急時の措置に関連して定められた指標（例えば、退避措置、飲食物摂取制限等のための線量等）とも意味を異にするものである。
３　本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性
本件安全審査においては、以下のとおり、本件許可申請につき、右２の各事項について慎重な検討を行った結果、本件原子炉の公衆との離隔に係る立地条件は立地審査指針に適合するものであり、したがって、本件原子炉施設は、その基本設計ないし基本的設計方針において、公衆との離隔に係る安全性を確保し得るもの、すなわち、公衆との離隔に係る立地条件において原子炉等による災害の防止上支障がないものと判断された。
（一）　本件原子炉施設の設置位置等
災害評価の審査に当たっては、その前提として原子炉施設の設置される位置、その周辺の人口等を確認しておく必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設は、新潟県柏崎市及び同県刈羽郡＜地名略＞にまたがり、日本海に面した敷地内に設置されること、本件原子炉敷地は、ほぼ半楕円形をなしており、その面積は約四二〇万平方メートルであり、本件原子炉から敷地境界までの昀短距離は、約七九〇メートルであること、本件原子炉から半径五キロメートル以内の人口は約一万五〇〇〇人、半径一〇キロメートル以内の人口は約七万三〇〇〇人であること等が確認された。
（二）　災害評価方法の妥当性


災害評価は、公衆との離隔に係る立地条件の適否を判断するための媒介として、観念的に一定の事故を想定した上、その際に環境に放出される放射性物質による公衆の被曝線量を計算し、その線量が立地審査指針に適合するかどうかを検討するものであるから、安全審査においては、右放射性物質の放出量、放出経路に着目し、重大事故及び仮想事故として想定された事故が妥当なものであるかどうかはもちろんのこと、公衆の被曝線量を計算するに当たって設定された放射性物質の放出量や放出形態が当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針を踏まえた妥当なものであるかどうか、環境に放出された放射性物質の大気中における拡散、希釈の状況の設定が当該原子炉施設周辺における地形や風速等の気象条件等を踏まえた妥当なものであるかどうか等、評価条件設定の妥当性について判断することが必要である。なお、原子炉施設から環境に放出される放射性物質による公衆の被曝形態は、放射性物質の放出量、放出形態等により種々のものが考えられるが、主要な被曝形態について計算評価すれば、必要とされる離隔の有無を合理的に判断することが可能であるから、考えられるすべての被曝形態について逐一計算する必要はない。本件安全審査においては、以下のとおり、重大事故及び仮想事故の各想定は妥当であり、また、右各想定条件に係る評価条件の設定も妥当なものであると判断された。
（１）　重大事故及び仮想事故想定の妥当性
本件災害評価においては、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と、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との二種類の事故が想定されている。
本件安全審査においては、これらの冷却材喪失事故及び主蒸気管破断事故は、放射性物質の環境への放出量が昀大となる可能性のある事象で、放射性物質が格納容器内と格納容器外に放出される事象を代表して想定されたものであることから、右各条件の想定は妥当なものであると判断された。
（２）　重大事故に係る災害評価条件設定の妥当性
重大事故は、非居住区域であるべき地域の範囲を判断するために想定する事故であり、その判断に際しては、右事故による公衆の甲状腺被曝及び全身被曝についての各線量を計算する必要がある。
ア　冷却材喪失事故
重大事故として想定された冷却材喪失事故による公衆の甲状腺（小児）被曝及び全身被曝に係る主要な被曝形態としては、（１）放出された放射性物質のうち、放射性ヨウ素を吸入することに起因する甲状腺の被曝、（２）放出された放射性物質のうち、放射性希ガスから放出されるガンマ線による全身被曝がある。本件安全審査においては、重大事故として想定された冷却材喪失事故による災害評価に当たっての評価条件が、（１）格納容器内への希ガス及びヨウ素の各放出量が全燃料棒の被覆管が損傷するとの厳しい前提をおいて求めた値であること、（２）希ガスやヨウ素の格納容器からの漏洩率は、格納容器スプレイ冷却系設備の作動等により格納容器の圧力が事故後三三日後には大気圧にまで低下するので、格納容器の圧力に依存し漸減するにもかかわらず、この間格納容器の設計圧力における漏洩率である一日当たり〇・五パーセントで一定と仮定することにより漏洩率を多く見積っていること、（３）非常用ガス用処理系設備におけるフィルタのヨウ素除去率は、九九パーセント以上のものとなるように設計されるにもかかわらず、これよりも低い九五パーセントと仮定して、ヨウ素の環境への放出量を多く見積っていること、また、（４）大気中に放出された希ガスやヨウ素の拡散、希釈については、風向、風速等が変動することに伴う拡散、希釈の程度を厳しく見積るために、三三日間で放出されると想定されるところを、二四時間で放出されるものと仮定し、更に、まれにしか生じないと思われる濃度等、すなわち、一年間にわたる現地でのあらゆる気象データに基づいて計算された濃度等のうち九七パーセントを包含する厳しいものを採用していること等の厳しいものであることが確認された結果、右の重大事故に係る評価条件の設定は、妥当なものであると判断された。
イ　主蒸気管破断事故
重大事故として想定された主蒸気管破断事故による公衆の甲状腺不児一被曝及び全身被曝に係る主要な被曝形態としては、冷却材喪失事故によるそれと同様、（１）放出された放射性物質のうち、放射性ヨウ素を吸入することに起因する甲状腺の被曝、（２）放出された放射性物質のうち、放射性希ガスから放出されるガンマ線による全身被曝がある。
本件安全審査においては、重大事故として想定された主蒸気管破断事故による災害評価に当たっての評価条件が、（１）ピンホールを有する燃料棒から冷却水中に放出されるヨウ素の量は、昀大二万キュリーと想定されるにもかかわらず、余裕をみてその値の二倍である約四万キュリーと多く見積っていること、（２）事故時、破断箇所からの冷却水の流出を抑制するために自動的に閉鎖する八個の隔離弁は、原子炉施設運転開始後もその作動性を実証するための試験ができるようになっていること等から、十分な信頼性が確保されるにもかかわらず、隔離弁一個の閉鎖失敗を仮定していること、及び閉鎖した七個の隔離弁全体からの漏洩率は、一日当たり約三〇パーセント一隔離弁一個、一日当たり一〇パーセントの漏洩率に相当一以下に制限することができる設計であるにもかかわらず、十分に余裕をとって一日当たり一二〇パーセント一隔離弁一個、一日当たり四〇パーセントの漏洩率に相当）と仮定し、その後は圧力容器内の圧力に依存するとしていること、また、（３）大気中に放出された希ガスやヨウ素の拡散、希釈については、風向、風速等が変動することに伴う拡散、希釈の程度を厳しく見積るために、一日間で放出されると想定されるところを、全量がわずか一時間で放出されるものと仮定し、更に、まれにしか生じないと思われる濃度等、すなわち、一年間にわたる現地でのあらゆる気象データに基づいて計算された濃度等のうち九七バーセントを包含する厳しいものを採用していること等の厳しいものであることが確認された結果、右の重大事故に係る評価条件の設定は、妥当なものであると判断された。
（３）　仮想事故に係る災害評価条件設定の妥当性
仮想事故は、低人口地帯であるべき地域の範囲等を判断するために想定する事故であり、その判断に際しては、右事故による公衆の甲状腺一成人一被曝及び全身被曝についての各線量を計算する必要がある。なお、仮想事故として想定された二種の事故のそれぞれについて、右各被曝に係る公衆の主要な被曝の形態は、重大事故として想定された事故の場合と全く同様である。
ア　冷却材喪失事故


本件安全審査においては、仮想事故として想定された冷却材喪失事故による災害評価に当たっての評価条件が、重大事故に係る災害評価に当たって設定されたのと同様の厳しい評価条件が設定されているほか、炉心に蓄積されている核分裂生成物の格納容器内への放出量については、炉心内の全燃料棒が溶融したと仮定した場合に放出される放射性物質の量に相当する量としていること、希ガス、ヨウ素の格納容器から原子炉建家内への漏洩は、格納容器内の圧力の低下に伴い、事故の三三日後には停止するにもかかわらず、これを無視して一定の漏洩率（一日当たり〇・五パーセント）で無限時間継続するとしていること等の非常に厳しいものであることが確認された結果、右の仮想事故に係る評価の条件の設定は妥当なものであると判断された。
イ　主蒸気管破断事故
本件安全審査においては、仮想事故として想定された主蒸気管破断事故による災害評価に当たっての評価条件が、重大事故に係る災害評価に当たって設定されたと同様の厳しい評価条件が設定されているほか、燃料棒から冷却水中に追加放出される放射性物質については、事故後の圧力容器内の圧力の低下に伴い徐々に放出されるものであるにもかかわらず、これを無視して一度に全量が放出されるものとしていること、閉鎖した七個の隔離弁全体からの漏洩は、圧力容器内の圧力の低下に伴い漸次、圧力容器内の圧力が大気圧にまで低下する一日後には停止するにもかかわらず、これを無視して一定の漏洩率（一日当たり一二〇パーセント）で、かつ無限時間継続するとしていること等の非常に厳しいものであることが確認された結果、右の仮想事故に係る評価の条件の設定は妥当なものであると判断された。
（三）　立地審査指針適合性
立地審査指針に基づき、重大事故について、公衆との離隔に係る立地条件に関して行う安全審査は、重大事故の発生を仮定した場合に、そこに人が居続けるならば、その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離の範囲内が非居住区域となっているかどうかをみるものであり、右距離を判断するためのめやす線量として、甲状腺（小児）被曝については一五〇レム、及び全身被曝については二五レムがそれぞれ用いられる。
また、立地審査指針に基づき、仮想事故について、公衆との離隔に係る立地条件に関して行う安全審査は、仮想事故の発生を仮想した場合に、何らの措置も講じなければ、その範囲内にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される距離の範囲内であって、非居住区域の外側の地帯が低人口地帯となっているかどうか、及び右仮想事故の場合、全身被曝線量の積算値が国民遺伝線量の見地から十分受け入れられる程度に小さな値になる距離だけ、その敷地が人口密集地帯から離れているかどうか、をそれぞれみるものであり、右距離を判断するためのめやす線量として、前者に関しては甲状腺（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が、後者に関しては二〇〇万人レムがそれぞれ用いられる。本件安全審査においては、以下のとおり、本件原子炉施設の公衆との離隔に係る立地条件は立地審査指針に適合するものであると判断された。
（１）　本件原子炉施設に係る評価結果
本件安全審査においては、災害評価における重大事故及び仮想事故のそれぞれの場合の本件原子炉敷地外における被曝線量の昀大値、並びに仮想事故の場合における全身被曝線量の積算値について、以下の結果が得られることが確認された。
ア　重大事故の評価結果
（１）　冷却材喪失事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被曝線量の昀大値は、甲状腺（小児）被曝については約〇・〇五七レム、全身被曝については約〇・〇〇一九レムと計算されることが確認された。
（２）　主蒸気管破断事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被曝線量の昀大値は、甲状腺（小児）被曝については約三〇レム、全身被曝については約〇・〇二五レムと計算されることが確認された。
イ　仮想事故の評価結果
（１）　冷却材喪失事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被曝線量の昀大値は、甲状腺（成人）被曝については約〇・七四レム、全身被曝については約〇・〇九八レムと計算され、また、全身被曝線量の積算値は、昭和五〇年の人口に対しては約一二万人レム、西暦二〇二〇年の推定人口に対しては約一五万人レムと計算されることが確認された。
（２）　主蒸気管破断事故
本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被曝線量の昀大値は、甲状腺（成人）被曝については約一五レム、全身被曝については約〇・〇三七レムと計算され、また、全身被曝線量の積算値は、昭和五〇年の人口に対しては約〇・六四万人レム、西暦二〇二〇年の推定人口に対しては約〇・八五万人レムと計算されることが確認された。
（２）　立地審査指針適合性
右田から明らかなとおり、本件安全審査では、二つの重大事故のいずれの場合においても、本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被曝線量の昀大値は、目安線量である甲状腺（小児）被曝一五〇レム及び全身被曝二五レムに比べてそれぞれ十分小さく、非居住区域であるべき範囲は右敷地内に含まれ、また、二つの仮想事故のいずれの場合においても、本件原子炉敷地境界付近（周辺監視区域境界）における被曝線量の昀大値は、めやす線量である甲状腺（成人）被曝三〇〇レム及び全身被曝二五レムに比べてそれぞれ十分小さく、低人口地帯であるべき範囲は右敷地内に含まれ、更に、全身被曝線量の積算値もめやす線量である二〇〇万人レムに比べて十分小さいものであることがいずれも確認され、本件原子炉施設は、立地審査指針に適合するものであり、したがって、本件原子炉施設は、公衆との離隔に係る安全性を十分確保し得るものであると判断された。４　本件原子炉施設の公衆との離隔に係る安全性に関する原告らの主張に対する反論（一）　災害評価における全炉心溶融の不想定に関する主張について原告らは、チェルノブイル事故の結果等を踏まえれば、原子炉施設における昀悪の事態は炉心溶融なのであるから、災害評価に際しては右炉心溶融事故を想定すべきであり、またＷＡＳＨ七四〇（プルックヘブン報告）及びＷＡＳＨ一四〇〇（ラフスムッセン報告）によれば、原子力発電所の事故による災害の規模は広範囲で深刻なものであるからこれを考慮すべきであるにもかかわらず、本件安全審査においては、右炉心溶融事故を想定しておらず、殊更事故の過少評価を行っている旨主張する。
しかしながら、原告らの右主張は、以下のとおり、原子炉設置許可に際しての安全審査における災害評価の意義、目的についての理解を欠くこと等によるものであって、失当である。


（１）　すなわち、原子炉設置許可に際しての安全審査における災害評価は、既に、多重防護の考え方に基づいて各種の事故防止対策が講じられ、その基本設計ないし基本的設計方針における事故防止対策に係る安全性が確認された原子炉施設（これをＥＣＣＳ、格納容器等を含も安全防護設備についてみれば、所要の安全防護設備が設置され、かつ、その信頼性が確保されるとともに、その設計の総合的な妥当性が事故解析に基づく評価によって確認された原子炉施設）について、原子炉施設における安全性の確保には念には念を入れるとの観点から、立地審査指針に基づき、原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否を検討するために行うものである。
したがって、既にこれらの安全防護設備の信頼性が確保されることが確認され、かつ、その設計の総合的な妥当性を解析評価するための事故解析において、これらの設備が有効に機能することが確認されているものである以上、右のような災害評価においてこれら安全防護設備が全く機能しないときに初めて生じ得る炉心溶融のような状態を仮定して審査する必要性がないことは明らかである。立地審査指針において、原子炉の公衆との離隔に係る立地条件につき、「その安全防護施設との関連において」、一定の要求を満たすべきものとしているのも、右のような安全審査の構造を踏まえてのものであることはいうまでもない。
（２）　また、原子炉設置許可に際しての安全審査は、原子炉施設の位置、構造及び設備の妥当性を評価するものであることから、安全防護設備等の存在を全く無視して初めて発生し得るような事故（例えば炉心溶融）を右災害評価において考慮する必要がないことはいうまでもなく、原告ら主張のＷＡＳＨ七四〇及びＷＡＳＨ一四〇〇の各報告において全炉心溶融事故が扱われていることをもって、右災害評価において全炉心溶融を想定する必要性はないのであるから、原告らの右主張は失当である。
（二）　災害評価における格納容器の健全性に関する主張について原告らは、本件安全審査における災害評価に際し、「炉心内の全燃料の溶融」を仮定した場合においても、「格納容器の健全性」が保持されるとしているのは、恣意的な仮定である旨主張するが、本件災害評価に当たっては、仮想事故としての冷却材喪失事故においても、炉心内の全燃料の溶融の発生及びそれに付随する物理的現象を仮定しているものではないから、原告らの右主張は、その前提において既に失当である。
右仮想事故としての冷却材喪失事故においては、炉心内の全燃料が溶融する場合に放出される量に相当する量の放射性物質が格納容器内に放出されるとの評価条件を設定しているが、これはあくまで、本件原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否を評価するために、保守的な評価条件をあえて仮定したに過ぎないのである。このことは、右の量の放射性物質が格納容器内に放出されるに至る仮定を逐一追跡して、右の冷却材喪失事故に係る評価条件が設定されているのではないことからも明らかである。それゆえ、災害評価において格納容器の健全性を前提としていることは、何ら恣意的な仮定ということはできないから、原告らの右主張は失当である。
第三編　証拠（省略）
○　理由
第一章　本件処分の存在等
東京電力が昭和五〇年三月二〇日、内閣総理大臣に対し、本件許可申請をし、同大臣が、同五二年九月一日、本件処分をなしたこと、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、原告らが昭和五二年一〇月、行政不服審査法四八条、二五条一項に基づく異議申立書を内閣総理大臣に提出したこと、その後、昭和五三年法律第八六号による規制法の一部改正により、実用原子炉の設置許可権限が被告に承継されたが、内閣総理大臣及び被告が右異議申立てに対する裁決をしていないことは当事者間に争いがない。
第二章　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
一　取消しの理由の制限（行訴法一〇条）
１　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（行訴法一〇条一項）。したがって、原告らが本件訴訟で主張し得る本件処分の違法は、原告らの法律上の利益に関係のあるものに限られる。
２　規制法二四条一項各号所定の許可要件のうち、三号（技術的能力に係る部分に限る。）は、当該申請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格に遂行するに足りる技術的能力を有するか否かにつき、また、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（使用済燃料を含も。）、核燃料物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含も。）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き、審査を行うべきものと定めている。


原子炉設置許可の基準として、右の三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号が設けられた趣旨は、原子炉が、原子核分裂の過程において高エネルギーを放出するウラン等の核燃料物質を燃料として使用する装置であり、その稼働により、内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生させるものであって、原子炉を設置しようとする者が原子炉の設置、運転につき所定の技術的能力を欠くとき、又は原子炉施設の安全性が確保されないときは、当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命、身体に重大な危害を及ぼし、周辺の環境を放射能によって汚染するなど、深刻な災害を引き起こすおそれがあることに鑑み、右災害が万が一にも起こらないようにするため、原子炉設置許可の段階で、原子炉を設置しようとする者の右技術的能力の有無及び申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性につき十分な審査をし、右の者において所定の技術的能力があり、かつ、原子炉施設の位置、構造及び設備が右災害の防止上支障がないものであると認められる場合でない限り、主務大臣（本件処分当時、内閣総理大臣）は原子炉設置許可処分をしてはならないとした点にある。そして、同法二四条一項三号所定の技術的能力の有無及び四号所定の安全性に関する各審査に過誤、欠落があった場合には重大な原子炉事故が起こる可能性があり、事故が起こったときは、原子炉施設に近い住民ほど被害を受ける蓋然性が高く、しかも、その被害の程度はより直接的かつ重大なものとなるのであって、特に、原子炉施設の近くに居住する者はその生命、身体等に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定されるのであり、右各号は、このような原子炉の事故等がもたらす災害による被害の性質を考慮した上で、右技術的能力及び安全性に関する基準を定めているものと解される。右の三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の設けられた趣旨、右各号が考慮している被害の性質等に鑑みると、右各号は、単に公衆の生命、身体の安全、環境上の利益を一般的公益として保護しようとするにとどまらず、原子炉施設周辺に居住し、右事故等がもたらす災害により直接的かつ重大な被害を受けることが想定される範囲の住民の生命、身体の安全等を個々人の個別的利益としても保護すべきものとする趣旨を含むと解するのが相当である。そして、前記のとおり、原告らは、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（弁論の全趣旨によれば、原告らは、本件原子力発電所の敷地境界から約〇・五ないし約九六キロメートルの範囲内の地域に居住していることが認められる。）であり、明らかに、原子炉事故の発生によって、その生命、身体に直接的かつ重大な被害を受けることが想定されると考えられるから、原告らは、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号に係る違法を主張することができるというべきである。
３　これに対し、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り、また、同項一二号のうち、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、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ことにしたのであって、規制法二四条一項一号、二号、三号のうち経理的基礎に係るものは、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はなく、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はない。
４　ところで、被告は、規制法には原子炉施設の周辺住民に対して原子炉設置許可手続への参加を保障する趣旨の規定がないことから、右住民は安全審査手続自体に関する利益を個別的に保護されているとはいえず、右手続自体の違法は、原告らの法律上の利益に関係がない旨主張するが、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号の要件は極めて、抽象的、一般的である上、後記のとおり、原子炉施設の安全性に関する審査の適合性については、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と解されるところ、同法二三条、二四条二項は、右内閣総理大臣の判断が適正になされることを担保するために厳格な手続を定めていると考えられるから、安全審査手続が適法であってはじめて右の判断の適正が保障されることになるというべきである。したがって、手続上の違法が実体上の違法をもたらさないことが明白でない限り、原告らは、手続上の違法を主張することができると解するのが相当である。
５　したがって、原告らが本件訴訟において主張することのできる本件処分の違法は、本件安全審査の手続上の瑕疵（実体上の違法をもたらさないことが明白であるものを除く。）並びに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審査、判断に係る瑕疵に限られるというべきである。
二　原子炉設置許可の段階における安全審査の対象
規制法は、その規制対象を、精錬事業（第二章）、加工事業（第三章）、原子炉の設置、運転等（第四章）、再処理事業（第五章）、核燃料物質等の使用等（第六章）、国際規制物質の使用（第六章の二）に分け、それぞれにつき内閣総理大臣の指定、許可、認可等を受けるべきものとしているのであるから、第四章所定の原子炉の設置、運転等に対する規制は、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。


また、規制法第四章の原子炉の設置、運転等に関する規制の内容をみると、原子炉の設置の許可、変更の許可（二三条ないし二六条の二）のほかに、設計及び工事方法の認可（二七条）、使用前検査（二八条）、保安規定の認可（三七条）、定期検査（二九条）、原子炉の解体の届出（三八条）等の各規制が段階的に行われることとされている（なお、本件原子炉のような発電用原子炉施設について、規制法七三条は二七条ないし二九条の適用を除外するものとしているが、これは、電気事業法（昭和五八年法律第八三号による改正前のもの）四一条、四三条及び四七条により、その工事計画の認可、使用前検査及び定期検査を受けなければならないとされているからである。）。したがって、原子炉の設置の許可の段階においては、専ら当該原子炉の基本設計のみが規制の対象となるのであって、後続の設計及び工事方法の認可（二七条）の段階で規制の対象とされる当該原子炉の具体的な詳細設計及び工事の方法は規制の対象とはならないものと解すべきである。右にみた規制法の規制の構造に照らすと、原子炉設置の許可の段階の安全審査におい．ては、当該原子炉施設の安全性に係るすべてをその審査対象とするものではなく、その基本設計の安全性に係る事項のみをその対象とするものと解するのが相当である。
三　原告らの主張する違法事由の検討
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（第五節第一）が、同法同条項号に係る要件は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、原告らの右主張は失当である。
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、東京電力には、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、本件処分においてこれが認められたことは、規制法二四条一項三号要件に違反する旨主張する一第五節第二）が、同法同条項号のうち、経理的基礎に係る要件は原告らの法律上の利益に何ら関係のないものであり、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、原告らの右主張は失当である。
３　温排水の熱的影響に関する主張について
原告らは、本件処分において、温排水について審査されなかったのは違法である旨主張する（第五節第三）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く、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その対象とされないものであり、したがって、本件訴訟における審理、判断の対象とはならないから、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、本件処分において、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されなかったのは、規制法二四条一項二号及び四号要件に違反する旨主張する（第六節第二款第一の三）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、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、原子炉施設における基本設計の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とどまるものであって、固体廃棄物の昀終処分に係る安全性の問題は右審査の対象に含まれるものではないから、原告らの右主張は失当である。
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、本件処分において、使用済燃料の再処理、輸送及び昀終処分について審査されなかったのは、規制法二四条一項二号及び四号要件に違反する旨主張する（第六節第二款第一の四、五）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、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、原子炉施設における基本設計の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とどまり、使用済燃料の再処理、輸送及び昀終処分に係る安全性の問題は右審査の対象に含まれるものではないから、原告らの右主張は失当である。
６　廃炉に関する主張について
原告らは、本件処分において、廃炉について審査されなかったのは、規制法二四条一項二号及び四号要件に違反する旨主張する（第六節第二款第一の六）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、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から、原告らの右主張は失当である。
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（第六節第二款第一の七）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とど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から、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（第六節第二款第五）が、防災対策に関係する事項は、原子炉施設の基本設計に係る事項ではないから、原告らの右主張は失当である。
第二　本件取消訴訟における司法審査のあり方


前記（第一の一２）のとおり、原子炉を設置しようとする者が原子炉の設置、運転につき所定の技術的能力を欠くとき、又は原子炉施設の安全性が確保されないときは、当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命、身体に重大な危害を及ぼし、周辺の環境を放射能によって汚染するなど、深刻な災害を引き起こすおそれがあることに鑑みると、原子炉設置許可の基準として、規制法二四条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号が設けられた趣旨は、右災害が万が一にも起こらないようにするため、原子炉設置許可の段階で、原子炉を設置しようとする者の右技術的能力並びに申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性につき、科学的、専門技術的見地から、十分な審査を行わせることにあるものと解される。
右の技術的能力を含めた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従業員、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地域への影響等を、原子炉設置予定地の地形、地質、気象等の自然的条件、人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の右技術的能力との関連において、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、多方面にわたる極めて高度な昀新の科学的、専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるものであることが明らかである。そして、規制法二四条二項が、内閣総理大臣は、原子炉設置の許可をする場合においては、同条一項三号（技術的能力に係る部分に限る。）及び四号所定の基準の適用について、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と定めているのは、右のような原子炉施設の安全性に関する審査の特質性を考慮し、右各号所定の基準の適合性については、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と解するのが相当である。
以上の点を考慮すると、右の原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われる原子炉設置許可処分の取消訴訟における裁判所の審理、判断は、原子力委員会若しくは安全審査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内閣総理大臣の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきであって、現在の科学技術水準に照らし、右調査審議において用いられた具体的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審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは安全審査会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があり、内閣総理大臣の判断がこれに依拠してなされたと認められる場合には、内閣総理大臣の右判断に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は違法であると解すべきである。
原子炉設置許可処分についての右取消訴訟においては、右処分が前記のような性質を有することに鑑みると、被告行政庁がなした判断に不合理な点があることの主張、立証責任は、本来、原告らが負うべきものと解されるが、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると、被告行政庁の側において、まず、その依拠した前記の具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等、被告行政庁の判断に不合理な点がないことを相当の根拠、資料に基づき主張、立証する必要があり、被告行政庁が、右主張、立証を尽くさない場合には、被告行政庁がした右判断に不合理な点があることが事実上推認されるものというべきである（伊方原発昀高裁判決）。
第三章　本件処分の手続的適法性
第一　本件処分の手続
本件処分が被告の主張第四節第一の一ないし九の経過を経て行われたものであることは当事者間に争いがなく、右事実によれば、本件処分は、規制法等の所定の手続に則り行われたものであると認められる。
第二　原告らの主張に対する判断
一　本件安全審査手続における構造的瑕疵の主張について１　安全審査の手続規定の不備、不明確の瑕疵の主張について原告らは、規制法等の原子炉施設の設置許可手続に関する手続規定は、原子炉施設の安全審査手続に関して住民の参加手続と資料や議事録の公開手続を設けていないし、設置許可の公正を担保するにふさわしい厳格かつ適正な法律上の手続規定とは到底いえないから、憲法三一条に違反するものであり、更に、原告らに本件安全審査の議事録、資料を公開せず、適正手続の保障としての公聴会を開催しないまま行った本件処分も同条に違反する旨主張する（第四節第二の一、三）。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おのずから差異があり、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を設けることを必要とするものではないと解するのが相当である。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等を擁する原子力委員会の意見を聴き、これを十分に尊重してしなければならないと定めていることに鑑みれば、基本法及び規制法が、原子炉設置予定地の周辺住民を原子炉設置許可手続に参加させる手続及び設置の申請書等の公開に関する定めを置いていないからといって、その一事をもって、右各法が憲法三一条の法意に反するものとはいえず、また、本件処分に際し、周辺住民である原告らに安全審査の議事録及び資料が公開されず、適正手続の保障としての公聴会、告知・聴聞の手続が開催されなかったことが、同条の決意に反するものともいえない（伊方原発昀高裁判決参照）。そして、規制法及び設置法は、原子力発電所の設置規制手続について具体的に規定しており、これらによって、判断の公正さが十分担保されるといえるから、安全審査の手続規定が不備、不明確とはいえない。
したがって、原告らの右主張は失当である。


２　安全審査に係る技術的基準等が不明確であるとの主張について原告らは、規制法二四条一項四号は、原子炉を設置する場合の安全性に関する許可基準を定めているものの、その規定の仕方は極めて抽象的で、安全性に係る具体的な事項の審査基準をこれに求めることは困難であるから、右規定は、不合理、不明確であって憲法三一条に違反する旨主張する（第四節第二の二）。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、原子炉施設の位置、構造及び設置が核燃料物質（使用済核燃料を含も。）、核燃料物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含も。）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規定しているが、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昀新の科学的、専門技術的知見に基づいてされる必要がある上、科学技術は不断に進歩、発展しているため、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、昀新の科学技術水準への即応性の観点からみて適当ではないとの見解に基づくものと考えられ、右見解は十分首肯し得るところである。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ことを考慮すると、右規定が不合理、不明確であるとの非難は当たらないというべきである（伊方原発昀高裁判決参照）。
したがって、原告らの右主張は失当である。
３　安全審査と法律上の根拠について
原告らは、本件処分は、法律又はその委任に基づいて定められたものではない原子炉施設の安全性に関する基準を用いた安全審査に依拠してされたものといわざるを得ないから、権力分立の原則を定めた憲法四一条、七三条、八一条に違反する旨主張する（第四節第二の二）。
しかしながら、本件原子炉施設の安全審査は、その合理性を十分首肯し得る規制法二四条一項四号の規定に基づいてされたものであるから、それが法律の規定に基づかないものであることを前提とする所論は、その前提を欠くものであり、原告らの右主張は失当である（伊方原発昀高裁判決参照）。
４　原子力三原則違反の主張について
原告らは、本件安全審査が基本法二条に定める「民主」、「自主」、「公開」の原子力三原則に違反する旨縷々主張する（第四節第二の三）。しかしながら、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が、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おり、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と解される上、そもそも、原子力三原則は、原子力の平和利用を担保しようとするものであり、原子力の平和利用方法である発電用原子炉の設置許可手続を直接規制するものと解することができないことに鑑みると、原告らの右主張は失当である。
５　審査体制が不備であるとの主張について
原告らは、我が国の原子力委員会やその下部機関である本件安全審査会、それらの事務局である科学技術庁原子力局規制課には、実質的な安全審査を実施できる人員も、施設・設備も、予算もないのが実態であり、また、審査委員は、いずれも大学教授等他に本職を持つ非常勤の委員で構成されており、安全審査に専念できる体制になっていないことなどに鑑みると、本件安全審査における審査体制では、本件原子炉施設の安全性を実質的に審査することが極めて困難であった旨主張する（第四節第二の三３）。
しかしながら、前記（第一）認定のとおり、本件安全審査は、原子炉工学、核燃料工学、熱工学、放射線物理学、地震学、気象学等の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本件安全審査会によって、昭和五〇年五月二三日から同五二年八月一二日まで合計二六回にわたり開催されていること、安全審査会は、第一二〇部会を設置し、更にこれをＡないしＣの三つのグループに分け、同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、それぞれ開催されているのであり、かような本件安全審査の審査経過に鑑みると、我が国の原子力委員会やその下部機関である本件安全審査会、それらの事務局である科学技術庁原子力局規制課に実質的安全審査を実施できる人員も、施設・設備も、予算もないとは、にわかにいい難く、これを認めるに足りる証拠もない。また、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とも考えられ、審査委員が非常勤であることが直ちに、審査の不十分さを招くともいえず、これを認めるに足りる証拠もない。したがって、原告らの右主張は失当である。
６　不公正な審査体制との主張について
原告らは、原子力委員会は、本件安全審査の当時、原子力開発を推進する側とこれを規制する側との両方の役割を同時に兼ねていたため、安全審査体制自体に甚だしい不公正が生じており、このような不公正な審査体制のもとになされた本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第二の三４）。


確かに、本件安全審査及び本件処分当時の原子力委員会は、核燃料物質及び原子炉に関する規制に関すること（設置法二条四号）のほかに、原子力利用に関する政策に関すること（同条一号）等、原子力の利用と開発を推進することに関しても所掌することとされていたものであり、本件処分後の昭和五三年に設置法が改正され、従前の原子力委員会の所掌事務のうち安全の確保及び障害の防止に関するものは原子力委員会とは独立した原子力安全委員会が所掌することとされたことは、原告らの指摘するとおりである。しかしながら、原子力の研究、開発及び利用に関する行政の民主的な運営を図るために、原子力の利用、開発の推進とその安全の確保とを総合的見地から併せ所掌する一つの委員会を設置するのと、これらを各別に所掌する二つの委員会を設置するのと、いずれが優れた制度であるかは、にわかに断じ難い立法政策に属する事柄であり、また、問題は、原子力の安全を確保し得る公正な審査体制が採られていたか否かということであるが、安全審査会の審査委員の資格は法定され（設置法一四条の三）、原子力委員会の委員の任免及びその服務についても厳格な規制がなされている（同法八ないし一〇条、一三条、一四条）など原子炉設置許可に関する安全審査体制は慎重かつ厳正な審査を確保し得るよう整備されており、かつ、本件処分も右の体制に沿って行われたのであるから、原告らの主張のような体制が採られていたからといって、その一事をもって、本件処分が不公正に行われた違法なものであるとはいえない。
更に、原告らは、原子力委員会の委員及び安全審査会の審査委員は、政府が原子力発電所の建設に積極的に賛成する学者等を恣意的に選出しており、学術会議や学会からの推薦という形式を採っておらず、原発建設に慎重な、あるいは批判的な姿勢を持つ学者は一人も審査委員に任命されていないなど原子力委員会の委員及び安全審査会の審査委員の人選は不公正であって、殊に原子力委員会はほぼ完全に政府の支配下にあるというべきであり、本件安全審査を適切かつ公平に行う審査体制があったとはいえない旨主張する（第四節第二の三４）。
しかしながら、原子力委員会の委員は、両議院の同意を得て、内閣総理大臣が任命するとされ（設置法八条一項）、安全審査会の審査委員は、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とされている（同法一四条の三第二項）上に（原告らは、選任された原子力委員会の委員の学識経験、専門技術的知見が不明であるとも主張するが、設置法は、原子力委員会の委員の資格について特に定めておらず、したがって、同法は、原子炉に係る安全性に関する事項についての専門技術的観点からする調査審議は、原子力委員会が直接に行うのではなく、安全審査会の専門技術的調査審議に基づく報告を踏まえて行うことを予定していると解される。）、後に判断する本件安全審査の具体的な審査内容に徴しても、個々の委員、審査委員が原子力発電所の建設を積極的に推進することだけを考え、その学問的あるいは専門的知識に基づいた真撃な安全審査が行われなかったとにわかに断定することはできず、これを認めるに足りる証拠はない。そして、右の事情に加えて、原子力委員会の委員には身分保障（設置法一〇条二項）があり、内閣総理大臣は原子力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）とされていることを総合すると、原子力委員会が政府の支配下にあったと断ずることもできない。
したがって、原告らの右主張はいずれも失当である。
７　部会等による審査について
原告らは、必要的機関でも常設的機関でもない第一二〇部会が設置され、本件原子炉に係る実質的な安全審査が、同部会や、さらに同部会内の三グループにおいて実施されたことについて、行政の責任転嫁であり、極めて危険な安全審査手続である旨主張する（第四節第二の三５）。
しかしながら、専門部会運営規程七条によれば、安全審査会に、その所掌事務を分掌させるために部会を置くことができるとされているところ、これは、調査審議を適切かつ効率的に行うための方策と考えられ、証人ａの証言によれば、本件安全審査においては、調査審議を適切かつ効率的に行うために第一二〇部会が設置され、更に、部会の中に審査委員及び調査委員の各専門分野毎に三つのグループが作られて審査が進められたことが認められる。そして、この点に、前記（第一）の本件処分の手続に係る事実経過を総合すれば、同部会は、安全審査会における本件安全審査を適切かつ効率的に行うために設置されたものであり、しかも、同部会のみが実質的な審査をなし、本件安全審査会の安全審査が形骸化していたとまで断言することはできないから、原告らの右主張は失当である。
８　合同審査等について
原告らは、第一二〇部会が原発推進の急先鋒である通産省原子力発電技術顧問会と合同で審査を行っていることを指摘し、安全審査の技術基準のあいまいさも加わって、馴れ合い的な安全審査が行われてきた可能性を否定できず、また、科学技術庁原子力局の局長ら職員が毎回多数、安全審査会や部会に出席し、事実上審査をリードしたのであるから、このように他の機関の実質上の関与によってなされた報告書等は、信用性を欠如しており、本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第二の三６）。


確かに、甲六八、乙四によれば、昭和五〇年五月二三日に開催された第一三七回安全審査会において、第一二〇部会が設置されると共に、審議は、通産省原子力発電技術顧問会と合同で行う旨決定されたことが認められるが、証人ａの証言及び弁論の全趣旨によれば、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、規制法七一条に基づく内閣総理大臣への同意、通産大臣の電気事業法上の原子力発電に係る許認可等に際し、当該原子炉を含む電気工作物全体の安全性に関す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こと、したがって、同顧問会の審査と安全審査会（又はその部会）における審査は両審査が密接な関連を有し、審査の効率化に資するため、合同で審査を行うことが慣例であったこと、本件安全審査の審査委員の多くが同顧問会の会員を兼ねていたことが認められ、いずれも原子炉の安全性に係る専門技術的事項を審査するに過ぎないから、本件安全審査における第一二〇部会が原子力発電技術顧問会と合同で本件原子炉の安全性に係る事項について審査を行ったとしても本件安全審査会の判断に不当な影響が出るとはいい難く、これを認めるに足りる証拠もない。また、弁論の全趣旨によれば、科学技術庁原子力局長は、本件安全審査会の審査委員に任命されていることが認められる上（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伴い、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、設置法一五条によれば、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、更に、安全審査会運営規程四条二項により、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ものとされていることを総合すれば、同局の職員が原子力委員会、本件安全審査会及び第一二〇部会に出席することは、むしろ当然ともいえ、また、科学技術庁原子力局の局長ら職員が事実上審査をリードしたと認めるに足りる証拠もない。
したがって、原告らの右主張は失当である。
９　審査範囲の限定について
原告らは、本件安全審査においては、温排水による海中生物への影響、固体廃棄物や廃炉などの昀終処分、使用済燃料の再処理、輸送等の問題が審査対象外とされたこと、本件安全審査においては、安全審査対象事項を本件原子炉の基本設計ないし基本設計方針に限定したことを指摘し、審査範囲・審査対象を不当に限定した点において本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第二の三７）。しかしながら、前記（第二章第一の二、三）のとおり、原子炉設置許可における安全審査については、当該原子炉施設における基本設計の安全性に係る事項のみが審査の対象となるのであるから、原告らの右主張は失当である。
１０　資料の収集等について
原告らは、原子力発電所の安全性を確保すべき第一次的責任は、原子炉施設の設置の許否を決することのできる行政庁にあるところ、本件安全審査においては、原子炉設置者である申請者の提出する資料やデータに基づき、その基本設計及び基本的設計方針が適切であるか否かが確認されただけで、自ら必要な資料やデータを収集し、必要な計算や実験を行うという方法が採られなかったから、本件安全審査の審査方法は違法であった旨主張する（第四節第二の三８）。しかしながら、原子炉の安全性の確保は、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においては、設置者の申請に係る内容が災害の防止上支障のないものであるかどうかを申請者の提出する資料に基づいて審査すれば足りろと考えられるから、原告らの右主張は失当である。
二　本件安全審査手続における個別的瑕疵の主張について
１　原子力委員会委員長の不在について
原告らは、原子力委員会が本件安全審査を行った際、委員長不在のまま審議をしたことがあるほか、昀終答申という昀も大切な委員会決定すら委員長不在のまま行われており、委員長の職務代理者も選任されていなかったから、本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第三の一１）。
設置法一一条二項によれば、原子力委員会は委員長及び三人以上の委員の出席がなければ、会議を開き、議決をすることができないとされているところ、確かに、甲五七１、六〇１、六四、六五１、六六１及び弁論の全趣旨によれば、原子力委員会が本件安全審査を行った際、委員長不在のまま審議をしたこともあること、昭和五二年八月二三日に開催された第三四回原子力委員会定例会議では、本件原子炉の設置は許可して差し支えないものと認め、内閣総理大臣宛にその旨答申することが決定されたが、同会議にも委員長が出席していないことが認められる。しかしながら、委員長は、あらかじめ常勤の委員のうちから、委員長に故障がある場合において委員長を代理する者を定めておかなければならず（同法七条三項）、委員長に故障がある場合においては、同法七条三項に規定する委員長を代理する者は、委員長の職務を行うものとされている（同法一一条三項）上、甲六六１、六七１によれば、本件原子炉の設置について審議した第三二回原子力委員会及び内閣総理大臣への答申を決定した第三四回原子力委員会とも、六名全員の委員が出席していることが認められることに鑑みると、原子力委員会が本件安全審査を行った際にも委員長の職務代理者がいたか、又はこれと同視し得る状態にあったものと推認されるから、原告らの右主張は失当である。
２　審査方法等について
原告らは、原子力委員会の審査は、自らあるいは事務局を使って必要な資料を分析、点検、検討して行うことをせず、専ら原子力委員会の下部機関である安全審査会及び第一二〇部会に任せ、原子力委員会独自の審査は、一時間ないし二時間の短時間内に多くの議題や報告（多いときは五件以上あった。）を掛け持ちして行ったに過ぎず、到底法の要求している科学的、専門技術的事項についての専門家の安全審査といえないから、本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第三の一２）。
しかしながら、設置法は、原子力委員会の委員の資格について特に定めておらず、同法は、原子炉に係る安全性に関する事項についての専門技術的観点からする調査審議は、原子力委員会が直接に行うのではなく、安全審査会の専門技術的調査審議に基づく報告を踏まえて行うことを予定していると解され、元来、原子力委員会における安全審査は、科学的、専門技術的事項についての専門家の審査ではないと考えられる上に、前記（第一）の本件処分に係る手続経過を総合すれば、原子力委員会における本件安全審査が中身のない形式的な審査であったと断ずることはできないから、原告らの右主張は失当である。
３　並行審査等について


原告らは、本件安全審査会における審査は、正味二、三時間のうちに少ないときでも五、六件、多いときは一〇件以上の審査を同時並行的に行っており、本件安全審査は余りにも機械的、形式的であり、到底専門技術的審査とはいえないから、本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第三のニ１）。しかしながら、証人ａの証言によれば、本件安全審査会は、一期日に多数の案件を処理することもあるが、議事の内容に応じ、重要な案件については十分な時間を掛けて審査したこと、その程度の審議であっても、専門技術的知見を有する審査委員らが安全性の確保の判断として十分であるとしたことが認められるから、原告らの右主張は失当である。
４　代理人の出席について
本件安全審査を行う安全審査会の会合には、毎回のように審査委員の代理人が複数人出席し、定足数に満たなかったにもかかわらず、安全審査会が開催され、実質的な審議が行われたこともあったばかりか、正規の審査委員のほかに法的な性格が全く不明な調査委員が多数参加しており、本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第三の二２）。
しかしながら、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た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技術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されるものと解されるから、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と考えられるところ、証人ａの証言及び弁論の全趣旨によれば、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こと、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ものであることが認められる。また、証人ａの証言及び弁論の全趣旨によれば、調査委員制度は、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安全審査会の調査審議の能率向上を図るために設けられ、原子炉の安全性に関する事項を調査することを職務内容とされたことが認められるから、調査委員制度が法令の根拠を有しないとはいえない。更に、本件安全審査に際して、定足数を欠いた安全審査会が開催されたと認めるに足りる証拠はない。
したがって、原告らの右主張は失当である。
５　調査委員中心の審査との主張について
原告らは、第一二〇部会における部会員の出席率は悪く、審査委員の代理人も出席しており、また、実際に調査や審議を担当した者は何らの資格も権限もなかった調査委員であり、特に現地調査の大半は少数の調査委員によって行われたものに過ぎず、このように調査委員中心で行われた同部会の審査方法は違法といわざるを得ず、その判断を受け継いだ本件安全審査は違法である旨主張する（第四節第三の二３）。
しかしながら、甲九四３、乙四及び弁論の全趣旨によれば、第一二〇部会の会合に代理者が出席した事実は認められず、また、前記（４）のとおり、調査委員制度は、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安全審査会の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、調査委員は、原子炉の安全性に関する事項を調査することをその職務内容とするものであるから、第一二〇部会における調査審議に関与し、現地調査を行ったのも当然であり、更に、甲九四３、乙四、証人ａの証言によれば、審査委員も部会の調査審議に関与し、多数回にわたり現地調査を行ったことが認められ、したがって、現地調査の大半が少数の調査委員によって行われ審査委員がこれに関与していなかったとはいい難い。また、証人ａの証言及び弁論の全趣旨によれば、部会においては、審査委員及び調査委員のそれぞれの専門分野に応じた三つのグループ毎の調査審議が行われ、しかも、その中でも特定の専門分野に係る事項については、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が採られていることが認められるが、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事項を審査する場合には、右のような方式も不合理とはいえず、議題ごとに各グループ、更には、部会の出席者が代わり、それぞれの会合に審査委員及び調査委員全員が参加しなかったとしても必ずしも調査審査に支障が生ずるわけではないと考えられ、第一二〇部会が行った調査審議の方法が違法であったとはいえない。したがって、原告らの右主張は失当である。
本件処分の実体的適法性
第一　はじめに
一　規制法二四条一項四号適合性の審査
規制法二四条一項四号適合性の審査は、当該原子炉施設の位置、構造及び設置がその基本設計において原子炉等による災害の防止上支障がないものであるかについて行われるが、本件安全審査会は、本件原子炉施設の設置に係る安全性は十分確保し得るものと認め、原子力委員会も、右の安全審査会の審査結果のとおり判断して、内閣総理大臣に対してその旨を答申し、内閣総理大臣が右答申を尊重して本件処分をしたことは、前記（第三章第一）のとおりである。そこで、当裁判所は、現在の科学水準に照らし、安全審査会、原子力委員会の右調査審議において用いられた具体的審査基準に不合理な点があるか否か、本件原子炉施設が右具体的審査基準に適合するとした安全審査会、原子力委員会の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるか否かについて検討することにするが、その前提として、まず、発電用原子炉である本件原子炉施設の仕組み、原子炉施設の潜在的危険性、原子炉施設の安全性の意義及びその審査について順次検討する。
二　発電用原子炉の仕組み
１　発電用原子炉の原理
甲一、乙九、一六ないし一九及び弁論の全趣旨によれば、以下の事実を認めることができる。


（一）　原子力発電の仕組みは、原理的には、火力発電におけるボイラーを原子炉に置き換えたものであって、蒸気の力でタービンを回転させて電気を起こすという点では、火力発電と全く同じであり、発電用原子炉は、核分裂反応を制御しつつ継続的に起こさせることにより、タービンを回転させるのに必要な熱エネルギーを発生させるための装置である。その中心部、すなわち炉心は、核分裂反応を起こして熱を発生させる核燃料、核燃料物質によって新たに発生する高速の中性子を次の核分裂を起こしやすい状態にまで減速させるための減速材、発生した熱を取り出すための冷却材、核燃料の核分裂反応を制御するための制御棒等から成り立っている。（二）　発電用原子炉には、幾つかの種類があるが、軽水型原子炉は、右の減速材及び冷却材の両者の役割を果たすものとして、普通の水（いわゆる軽水）を用いるものである。この軽水型原子炉には、原子炉内で直接蒸気を発生させ、これをタービンに送って発電する型（沸騰水型原子炉）と、高圧をかけることによって原子炉内では冷却材を沸騰させることなく、高温の水のまま蒸気発生器に導いて、そこで蒸気を発生させ、これをタービンに送って発電する型（加圧水型原子炉）とがある。
２　沸騰水型原子炉の構造と発電の仕組み
本件原子炉が沸騰水型原子炉であることは当事者間に争いがなく、甲一、乙一、二、三、一四、一六ないし一九、証人ａの証言及び弁論の全趣旨によれば、以下の事実を認めることができる。
（一）　沸騰水型原子炉の構造は、概略別紙一のとおりであり、原子炉に用いる核燃料には、中性子が当たると核分裂反応を起こすウラン二三五を数パーセント含も二酸化ウランをペレット状に焼き固めたものが使用される。この燃料ペレットは、両端を密封されたジルコニウム合金であるジルカロイ製の被覆管の中に縦に積み重ねられて燃料棒を構成し、その燃料棒は、数本ごとにまとめられて一つの燃料集合体を形成しており、この燃料集合体数百体で炉心を構成している。また、制御材としては、その内部に中性子を吸収する中性子吸収材が詰められている棒状の制御棒が使用されており、この制御棒を出し入れすることによって炉内の中性子の数を調整して核分裂反応を制御している。燃料ペレット、燃料棒、燃料集合体、制御棒の構造は概略別紙二のとおりである。これら燃料集合体及び制御棒は、高温、高圧に耐え得る鋼鉄製の圧力容器に収められており、圧力容器の構造は概略別紙三のとおりである。
（二）　原子炉圧力容器には、冷却材と減速材とを兼ねる水が入れられており、この水は、核分裂反応によって生じた熱によって高温の蒸気となり、その蒸気は主蒸気管を通ってタービンに送られる。そして、この蒸気は、タービンにおいて、その熱エネルギーの一部が機械的回転エネルギーに変換され、タービンに結合された発電機により発電を行う。タービンを回転させた蒸気は、復水器で海水により冷却されて水となり、この水が給水管を通って圧力容器に戻され、そこで再び高温の蒸気となってタービンを回転させる。また、圧力容器に冷却材再循環系設備を接続させ、炉心を循環する冷却水の一部を強制的に再循環させるとともにその循環流量を調整することにより、発生する蒸気量すなわち出力を制御している。このように、圧力容器内で発生した蒸気がタービン、復水器を経て水となり、再び圧力容器に戻ってくる冷却水の循環経路を構成する設備及び右冷却材再循環系設備を原子炉冷却系統設備といい、圧力容器及び原子炉冷却系統設備の一部であって、平常運転時には冷却材を内包し、異常時には隔離弁によって他の部分と隔離し、圧力障壁を形成する範囲を圧力バウンダリという。
三　原子炉施設の潜在的危険性
１　想定されている危険の内容
規制法二四条一項四号が審査することとしている原子炉施設の安全性とは、その文言上、使用済燃料を含む核燃料物質、原子核分裂生成物を含も核燃料物質によって汚染された物又は原子炉によりもたらされるおそれのある災害を防止し得るものであることを意味することが明らかであるから、そこで想定されている原子炉施設の潜在的危険性は、主として放射性物質による環境の汚染であると解するのが相当であり、原子炉施設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。そこで、放射線の種類と人体に及ぼす影響について、次に検討する。
２　放射線とその影響