放射線とその人間に及ぼす影響の概要については、ほぼ当事者間に争いがないが、右争いのない事実と甲一、一五七、一六七１、２、一八一、乙八、九、一六、一八、二一、二二、二六、四八、五九１ないし４、六〇１ないし４、六一１ないし３、六二１ないし５、六三１ないし４、証人ｍ、同ｎ、同ｋの各証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。（一）　放射線には、アルファ線、ベータ線、中性子線等の粒子線と、ガンマ線、エックス線のような波長の非常に短い電磁波とがある。放射線のうち、ガンマ線やエックス線のような電磁波は、透過力が非常に大きく、これを遮蔽するには一般には厚い鉛板やコンクリート壁が必要である。また粒子線のうち、アルファ線は、透過力が極めて小さく、空気中でも数センチメートル程度しか透過できず、薄い紙一枚でも遮蔽できる。ベータ線は、透過力はアルファ線よりもかなり大きいが、空気中で数十センチメートルないし数メートルしか透過できず、数ミリメートルないし一センチメートル程度の厚さのアルミニウムやプラスチックの板で遮蔽できる。中性子線は、その速度により低速度のものは透過力が小さく、高速度のものはかなり透過力が大きいが、これを水のような水素を大量に含む物質中に通し、質量のほぼ等しい水素の原子核と衝突させて減速させることなどにより、遮蔽できる。放射性物質から放出される放射線の量は、時間の経過とともに減速するが、減速速度は放射性物質の種類（核種）により異なる。放射性物質は、天然にも存在するが、人工的にも生成され、原子炉内において種々の核種の放射性物質が生成される。（二）　自然界には、宇宙線、地殻を構成している花崗岩、石灰岩、粘土に含まれる放射性物質及び人が摂取する飲食物に含まれる放射性物質等様々な起源に由来する放射線が存在し、人類はこれら自然界からの放射線を絶えず被曝し続けている。自然放射線による一人当たりの被曝線量は、地域によってかなりの差異がある。例えば、我が国の場合においても、九州では年間〇・〇八ないし〇・一レム、関東では年間〇・〇四ないし〇・〇六レムと、九州と関東との間には年間〇・〇二ないし〇・〇六レム程度の差異が認められ、さらに、諸外国においては、年間一レムを記録している地域すら存在する。このように、自然放射線による一人当たりの被曝線量は、居住地域や生活様式等によってかなりの差異を生じるが、我が国における自然放射線による一人当なりの被曝線量は平均して年間〇・一レム程度であるとされており、その内訳は、宇宙線によるもの〇・〇三レム、地殻からの放射線によるもの〇・〇五レム程度、摂取された飲食物等からの放射線によるもの〇・〇二レム程度とされている。
人が日常生活を営んでいく上において被曝している放射線には、自然放射線以外にも、種々の人口放射線がある。例えば、医療用として、胸部レントゲン間接撮影の場合には一回当たり約〇・一レム、胃や歯の診断のためのレントゲン撮影の場合には、一回当たり一・三ないし一・五レム、癌の治療では五〇〇レム以上を被曝することがある。そのほか夜光時計やテレビ等からも僅かながら放射線は放出されており、コンクリート造りの家屋の中で受ける被曝線量は、コンクリートの中に含まれる放射性物質からの放射線が加わって、木造の家屋の中で受ける被曝線量の約一・五倍になる場合もある。
（三）　放射線は、人を含む生物の組織に対して励起ないし電離作用を及ぼすが、人はこれを五感により感ずることができない。放射線の被曝には、人体の外部に存在する放射性物質により被曝する外部被曝と、何らかの経路で環境に放出された放射性物質を摂取し、人体内部から被曝する内部被曝とがある。外部被曝の場合、アルファ線及びベータ線によっては体内器官はほとんど被曝しないが、ガンマ線によっては身体内部も含め、全身がほぼ均等に被曝する。これに対し、内部被曝の場合、アルファ線及びベータ線によって体内器官に集中被曝が起こる。（四）　人の放射線被曝による障害としては、放射線を被曝した個人に現れる身体的障害と、その個人の子孫に現れる遺伝的障害とに分けられ、身体的障害は、更に、被曝後余り長くない時期、すなわち通常二、三週間以内に現れる急性障害と、かなり長い潜伏期間を経て現れる晩発性障害とがある。急性障害は、短期間に高線量の放射線を被曝した場合に初めて生じるものであって、被曝線量や被曝部位によっても異なるが、吐き気、倦怠感、下痢に始まり白血球減少、脱毛、発疹、水泡、急性潰瘍等の症状を引き起こし、極端な高線量被爆の場合には死に至ることもある。すなわち、急激に高線量の放射線を全身に被曝し、何らの医療措置を受けない場合には、一万ラド以上では、中枢神経の障害のためごく短期間のうちに死に至り、四〇〇ラド程度では、主として造血組織の障害のため、被曝した人の半数が三〇日以内に死亡し、五〇ないし七五ラド程度では、白血球の一時的な減少が起こるが、二五ラド以下では、臨床症状はほとんど発生しないといわれている。晩発性障害は、短期間に高線量の放射線を被曝したときだけではなく、比較的低線量の放射線を長期間被曝することによっても発生することもあり得ると考えられており、その症状としては、白血病その他の癌、白内障等がある。遺伝的障害は生殖細胞の中にある遺伝子や染色体が、物理的、科学的その他種々の要因により突然変異あるいは異常を起こし、それが子孫に伝えられて生じるものであり、生殖腺が放射線を被曝した場合には、その放射線も右の突然変異あるいは異常を起こす要因の一つになる可能性があるとされている。放射線被曝による障害は、一般に、ガンマ線、エックス線等の放射線による被曝線量の総量が同じであっても、その線量を被曝した期間が長ければ長いほどその影響は小さい。
３　しきい値の存否
（一）　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（第六節第一款第三の五）ので、以下、検討するに、甲一、一五七、一六一、一六三、一六四、一六五、一六八ないし一七一、一七四１ないし３、乙一八、二一、二四、二六、六三１ないし４、証人ｍ、同ｋの各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。


（１）　一九四〇年代に入り、動植物に十数レム相当の放射線を照射すると、染色体が切断されるという異常が現れ、その切断数と放射線量が比例関係にあるという報告がなされていたが、人体に対しては、第二次大戦直後ころまでは、一〇〇レムに相当する放射線を浴びてもいかなる障害も発生しないとされていた。その後、イギリスのアリス・スチュアートは、一九五五年（昭和三〇年）、妊娠中の女性が下腹部又は骨盤部に診療用エックス線を受けた場合に、生まれた子供に幼児性白血病が多発する旨の研究発表を行い、米国のグラスは、一九六一年（昭和三六年）、ショウジョウバエを用いた実験によりエックス線の線量を五レムまで下げても、線量と突然変異率が比例関係にある旨報告し、更に、米国のマクマホンは、一九六二年（昭和三七年）、妊娠中に骨盤部にエックス線検診を受けた人と受けなかった人、それらの者の子（合計七〇万組）を対象とした調査を行った結果、数レム程度の被曝と子の幼児性白血病との間に明白な関係がある旨報告した。また、右スチュアートは、ニールと共同で、被曝が妊娠一三週以内であれば三分の一ラドで、小児癌と白血病の発生率が自然発生率の二倍になる旨報告した。（２）　スパローは、一九七二年（昭和四七年）、エックス線の場合、二五〇ミリラド程度、中性子線の場合、一〇ミリラド程度で、それぞれ放射線量と突然変異数とが比例関係にある旨、米国のメリクル夫妻は、一九六五年、自然放射線が高いことで有名なコロラド州において、自然放射線によるムラサキツユクサの雄しべの毛及び花弁の突然変異率の上昇が認められること、その線量は八四ミリレムであった旨、インドのヤナールは、一九七〇年（昭和四五年）、トリウム二三二を含むケララ州の土壌を利用したムラサキツユクサの栽培実験を行ったところ、内部被曝によって取り込まれた放射性核種の量と突然変異率が高い相関関係を示した旨、カタリーナ・タカハシは、サソリの精原細胞の染色体異常を調査したところ、自然放射線と染色体異常の発生との間に明確な関係が認められた旨、それぞれ報告し、また、ｋは、昭和四五年から同五一年にかけて、ムラサキツユクサにおける突然変異の発生率と放射線量との関係についての研究を行い、ガンマ線及び散乱放射線の各線量と突然変異数とは、直線比例関係にあり、直線比例関係が確認された昀低線量はガンマ線の場合、二・一レントゲン、散乱放射線の場合、〇・七二レントゲンである旨報告した。
しかしながら、ムラサキツユクサを用いた実験については、ムラサキツユクサの雄しべ毛の細胞が、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し、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が、それは十分に行われていなかったとの批判もあり、これに対し、ｋは、温度との関係等についても十分考慮して実験を行った旨反論している。
（３）　東北大学の粟冠正利教授は、昭和五三年、全国二七道県四〇二地点で二二年間にわたり五万七〇〇〇人以上の白血病死亡を取り上げて研究した結果、癌死亡率と線量率との間には正の相関関係があるが、相関係数は〇・五までであまり大きくないこと、白血病死亡率と放射線との相関関係はこれより更に小さく、かつ負の相関をもつものが多いことが判明したとの論文を発表したが、右論文に対し、その用いる線量率のデータが不十分であること、計算間違いが多いことなどからその内容の信用性に疑問があるとする批判も出ている。また、京都大学の上野陽里教授は、一九八六年（昭和六一年）、ロンドンで開催された「電離放射線の生物効果」に関する国際会議においで、日本の各地における体外自然放射線の被曝線量率とこれら地域での癌発生率との間の相関関係について講演し、「ガンの発生率と自然放射線との明らかな相関を、観察した六期間のいずれにおいても得ることができなかった。しかし、いくつかのガンでは、自然放射線との間に有意な関係があるように見える。」などと報告した。
また、自然放射線被曝における地域差と晩発性障害及び遺伝的障害の関係について、九州と関東との間には年間〇・〇二ないし〇・〇六レムの被曝線量差が認められるにもかかわらず、九州において関東に比較してより多くの人が晩発性障害や遺伝的障害を受けているということを裏付ける資料はなく、諸外国において自然放射線による被曝線量が大きく異なる地域を比較しても同様であるとする報告もある。（二）　右認定の各事実に、後記（四３（二））のとおり、ＩＣＲＰが低線量放射線による晩発性障害及び遺伝的障害について、しきい値の不存在を確認するに足りる資料はないが、しきい値はないものと仮定する立場をとっていること（甲二〇四によれば、一九九〇年の勧告においても同様の立場をとっていることが認められる。）、及び証人ｍの証言を総合すると、低線量被曝による人体への影響については、不明な点が多々あり、信頼するに足りる十分なデータの収集がなされていないことから、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というべきである。しかしながら、低線量被曝による人体への影響を指摘する学説も多く見られ、低線量被曝による障害にはしきい値がないとする疑いも十分にあり、しかも、動植物において低線量被曝による影響が判明していることに鑑みると、人類の安全のためにはしきい値が存在しないと仮定して、できる限り放射線による被曝を防止し、もって、放射線による障害からの防護を図るべきであり、本件安全審査もこのような見地から、審査を行うのが相当であると考えられる。
四　原子炉施設の安全性の意義及びその審査
１　安全性の意義
前記（三１）のとおり、規制法二四条一項四号が規定する原子炉施設における安全性の確保の問題は、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が、同規定がいかなる意味においても完全に放射線障害の発生を防止することを要件とする趣旨であるとすると、放射線障害の発生にはしきい値がないと仮定すべきであるから、原子炉施設は、放射線を環境に全く放出しないものでなければならなくなる。ところが、弁論の全趣旨によれば、原子炉施設は、その運転により不可避的に一定の放射性物質を環境に放出するものであることが認められ、また、原子炉施設も人工の施設である限り、どのような安全上の対策を講じたとしても、絶対的に事故を発生させないようにすることが不可能なことは、経験則上明らかであり、そうすると、原子炉施設の設置は現実にはおよそ許容される余地がないことになる。


しかしながら、そもそも、人の生命、身体の安全は昀大限の尊重を必要とする重大な法益であることはいうまでもないが、人の生命、身体に対する害や、その危険性が絶対的に零でなければ社会においてその存在が認められないとするならば、放射線のみならず、現代社会において現に存在が受容されているおびただしい科学技術を利用した各種の機械、装置、施設等も、何らかの程度の事故発生等の危険性を伴っている以上、その存在を許されないことになる。しかし、人類は、そうした科学技術を利用した各種の機械、装置、施設等の危険性が社会通念上容認できる水準以下であると考えられる場合に、その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさを比較衡量して、これを一応安全なものであるとして利用しているというべきである。そして、基本法一条は、原子力の研究、開発及び利用を推進することが将来におけるエネルギー資源の確保及び学術の進歩と産業の振興とを図ることとなり、人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することになるとの考え方を明示しており、また、規制法は、原子炉の設置を一定の要件の下に許容することを当然の前提とするものであることは明らかであるから、原子炉施設についても、その危険性が社会通念上容認できる水準以下であると考えられる場合には、その存在が許容されるというべきである。そうすると、規制法二四条一項四号が規定する原子炉施設の安全性の確保は、原子炉施設の有する潜在的危険性を顕在化させないよう、放射性物質の環境への放出を可及的に少なくし、これによる災害発生の危険性を社会通念上容認できる水準以下に保つことにあるというべきである。
２　安全審査の方針及び審査事項について
（一）　原子炉施設の安全性の確保の意義が右のとおりであるとすると、原子炉設置許可処分に際しての安全性の審査は、原子炉施設の位置、構造及び設置について、その基本設計において、原子炉施設から排出する放射性物質を可及的に少なくし、これによる災害発生の可能性を社会通念上容認できる水準以下に保つような方策が講じられているかどうかについて行われるべきものと解される。（二）　これを本件についてみるに、乙四及び証人ａ、同ｎの各証言によれば、本件安全審査の基本方針及び審査事項が次のとおりであったことを認めることができる。
すなわち、本件安全審査においては、本件原子炉施設が平常運転時はもとより、万一の事故を想定した場合にも、一般公衆及び従事者の安全が確保されるように、所要の安全設計等が講じられていることを確認するために、次の事項が審査の基本方針及び審査事項とされた。
（１）　原子炉施設が設置される場所の地盤、地震、気象、木理等の自然事象及び交通等の人為事象によって原子炉施設の安全性が損なわれないような安全設計が講じられること。
（２）　平常運転時に放出される放射性物質による一般公衆の被曝線量が、許容線量等を定める件二条に規定する許容被曝線量（年間〇・五レム）以下に抑えられていることはもちろんのこと、更に、それをできるだけ少なくするような安全設計が講じられること。
（３）　平常運転時において、従事者が許容被曝線量を超える線量を受けないような放射線の防護及び管理が講じられること。
（４）　原子炉の運転に際し、異常の発生を早期に発見し、その拡大を未然に防止するような安全設計が講じられること。
（５）　原子炉の運転に際し、機器の故障、誤操作等が発生しても、燃料の健全性、冷却材圧力バウンダリの健全性等が損なわれないような安全設計が講じられること。
（６）　原子炉冷却材を包合している冷却材圧力バウンダリの健全性が損なわれ、冷却材が喪失するような事故、炉心の反応度を制御している制御系の健全性が損なわれ、反応度が異常に上昇するような事故等の発生を仮定しても、事故の拡大を防止し、放射性物質の放出を抑制できるような安全設計が講じられること。（７）　重大事故及び仮想事故を仮定しても、その安全防護施設との関連において、一般公衆の安全が確保されるような立地条件を有していること。また、審査にあたっては、原子力委員会が指示した、（１）立地審査指針、（２）ＥＣＣＳ安全評価指針、（３）線量目標値指針、（４）線量目標値評価指針、（５）安全設計審査指針、（５）気象指針の各指針を用い、本件安全審査会が原子炉施設の安全審査にあたり、解析条件、判断基準等を内規として運用するために作成した、（１）「沸騰水型原子炉に用いる八行八列型の燃料集合体について」（昭和四九年一二月）、（２）「被曝計算に用いる放射能エネルギー等について」（同五〇年一一月）、（３）「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法について」（同五一年二月）、（４）「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法の適用について」（同五二年二月）、（５）「発電用軽水型原子炉の反応度事故に対する評価手法について」（同年五月）、（６）「取替炉心検討会報告書」（同月）、（７）「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被ばく線量評価について」（同年六月）の各報告書を活用し、先行炉の審査経過及び諸外国の審査基準を参考とした。
（三）　ところで、前記（一）の安全審査の理念の範囲内において、具体的にどのような審査方針を樹立し、どのような事項について審査を行うかは、既に判示したとおり、内閣総理大臣の合理的な判断に委ねられているというべきであり、そして、右（二）の本件安全審査における審査の基本方針及び審査事項は、その内容に鑑みれば、前記（一）の安全審査の理念の範囲内にある合理的なものと認めるのが相当であり、右の審査方針の樹立及び審査事項の選定自体に裁量権の逸脱等があるとはいえない（もっとも、右の審査事項のうち、（二）（２）について、被曝線量が、許容線量等を定める件二条に規定する許容被曝線量（年間〇・五レム）以下に抑えられていれば、公衆の安全が確保されるかについて争いがあり、次に検討する。）。
３　公衆の許容被曝線量について


原告らは、本件安全審査において、安全審査会が平常運転時の公衆の許容被曝線量値として採用した許容線量等を定める件二条所定の線量値（年間〇・五レム）は不当に高いと主張するので、この点について以下検討する。（一）　弁論の全趣旨によれば、許容線量等を定める件二条の許容被曝線量値（年間〇・五レム）は、ＩＣＲＰの一九五八年（昭和三三年）の被曝線量限度に関する勧告を尊重し、科学技術庁告示をもって定められたものであることが認められる。（二）　原告らは、ＩＣＲＰの勧告自体が破綻したものである旨主張するので、右勧告について検討するに、ＩＣＲＰの組織、ＩＣＲＰの勧告についての概要等は概ね当事者間に争いがなく、右争いのない事実に、甲一、一一八、一一九１、２、一二一、一二二、一五二、一五四、一五六、一五七、一六一、一七八２、３、６、一八一、二〇四ないし二〇七、乙二一、二二、四六１ないし７、四七１ないし５、四八、六二１ないし５、六七１ないし４、六八１ないし４、証人ｍ、同ｎの各証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。（１）　ＩＣＲＰは、一九二八年（昭和三年）に、第二回国際放射線医学会議において、「国際エックス線及びラジウム防護委員会」として設立され、その後、一九五〇年（昭和二五年）に組織改正及び改称がなされ、現在に至っている。ＩＣＲＰは、委員長及び一二名の委員で構成され、委員は、放射線医学、放射線防護学、物理学、生物学、遺伝学、生物化学及び生物物理学の各領域における著明な業績を有する専門家の中から選任されている。また、ＩＣＲＰは、専門委員会を置くことができ、更に、専門委員でない専門家にも臨時の作業グループとして協力を求めることができるものとされているほか、世界保健機関（ＷＨＯ）及び国際原子力機関（ＩＡＥＡ）と公的な関係を有し、国際連合原子放射線の影響に関する科学委員会（ＵＮＳＣＥＳＲ）等とも密接な仕事上の協力関係を保っている。ＩＣＲＰの方針は、適切な放射線防護方策の基礎となる基本原則を考えることにあり、その勧告は、各国において放射線防護を実施に移す責任を持つ専門家に指針を与えようとするものであって、発足以来、放射線防護に関し数々の勧告を行ってきた。（２）　ＩＣＲＰは、一九五八年（昭和三三年）採択の勧告において、「生物学的な面では、低レベルの連続的被曝から予想される放射線の長期の影響の場合、『回復』は初期に想像されていたほど重要な役割をおそらく果たしていない」、「昀もひかえめなやり方は、しきい値も回復もない、つまりその場合には、たとえ低い蓄積線量ですら、感受性の高い人々に白血病を誘発させることがあり、またその頻度は蓄積線量に比例するであろう、と仮定することである。」、「人類は電離放射線を全く使用することなしにすませることはできないので、実際上の問題は放射線線量を、個人及び集団全般に許容不能ではないような危険を伴う程度にまで、制限することである。
この量が『許容線量』と呼ばれるものである。」、「勧告されている昀大許容線量は昀大の値であることが強調される。委員会は、あらゆる線量をできるだけ低く保ち、不必要な被曝はすべて避けるように勧告する。」などと述べた上で、職業上の個人の被曝について、「一八歳以上のすべての年齢の人の生殖腺、造血臓器、および水晶体中に蓄積される昀大許容総線量」を五×（年齢－一八）レムとすること（昀大週線量が〇・一レムであることを示す。）、管理区域の周辺に住も一般人の被曝について、このような公衆には放射線感受性の高い子供（胎児を含む。）が含まれていることなどを考慮し、年間〇・五レムを許容線量とすること、更に、集団に対する遺伝線量（これをその集団の各人が受胎から子供を持つ平均年齢までに受けたと仮定した場合に、それらの個人が受けた実際の線量によって生ずるのと同じ遺伝的負担を全集団に生じるような線量）については、人の平均生殖年齢（三〇歳）に達するまでの総被曝線量を平均一〇レム以下に押さえるべきであるが、今後原子力利用の代価として、三〇年間に新たに五レム程度の被曝量を加えたとしてもさしたる障害は認められないとして、医療行為以外の人工放射線源からの遺伝線量を三〇年間に五レム以下とすることなどを勧告した。


（３）　ＩＣＲＰは、一九六五年（昭和四〇年）採択の勧告において、「放射線防護の目的は、放射線の急性効果を防止し、かつ、晩発性効果の危険を認容できるレベルまで制限することである。」、「放射線による白血病およびその他の型の悪性腫瘍の誘発機構はわかっていない。」、「しきい線量の存在は不明であるため、と人な小さい線量でもそれに比例して小さい悪性腫瘍誘発の危険を伴うと仮定されてきた。また、人における悪性腫瘍誘発の線量１効果関係の本性に関する知識１特に放射線防護で問題とされる線量レベルでの知識－が不足しているため、線量－効果関係が直線的であるという仮定、および、線量は積算的に作用するという仮定に代わる実際的な代案を持っていない。」、「電離放射線への被曝が含まれる活動をしないですまそうと望むのではない限り、ある程度の危険性が存在することを認識しなければならず、かつ、考えられる危険が、このような活動から得られる利益からみて、その人および社会にとり容認できると思われるレベルにまで放射線量を制限しなければならない。」、「どんな被曝でもある程度の危険を伴うことがあるので、委員会は、いかなる不必要な被曝も避けるべきであること、および、経済的および社会的な考慮を計算にいれたうえ、すべての線量を容易に達成できるかぎり低く保つべきである。」などと表明した上で、職業上の個人の全身被曝について、昀大許容線量を年間五レムとすること、公衆の構成員の被曝について、「放射線作業者に対し容認できると考えられる線量と同程度の大きさの線量を公衆の構成員が受けることは望ましくない。公衆の構成員中には子供、すなわち成人より大きい危険にさらされるかも知れず、また全生涯を通じて被曝するかもしれない者を含んでいる。公衆の構成員は（放射線作業者と異なり）被曝するかしないかに関して選択の自由がなく、かつ、その被曝から直接的利益を何も受けないであろう。これらの人々は放射線作業に必要とされる人選、監督及びモニタリングを受けないし、また自身の職業の危険にさらされている。」とした上で、その全身被曝の線量限度を年間〇・五レム（但し、公衆の構成員の線量限度を放射線作業者の値の一〇分の一とすることについて、現在、放射線生物学上の知見が十分ではないので、この係数の大きさにはあまり生物学的な意義をもたせるべきではないとも指摘している。）とすることなどを勧告した。
（４）　ＩＣＲＰは、一九七七年（昭和五二年）採択の勧告において、放射線の影響を確率的影響と非確率的影響に区分した上で、「放射線防護の目的は、非確率的な有害な影響を防止し、また、確率的影響を否認できると思われるレベルにまで制限することにおくべきである。」、「いいかなる行為も、その導入が正味でプラスの利益を生むのでなければ、採用してはならない、（６）すべての被曝は、経済的および社会的な要因を考慮に入れながら、合理的に達成できるかぎり低く保たれなければならない、（ロ）個人に対する線量当量は、委員会がそれぞれの現状に応じて勧告する限度を超えてはならない。」ことをＩＣＲＰの勧告する線量制限体系とする、全身均等照射による放射線誘発癌に関する死亡のリスク係数は、男女及びすべての年齢の平均値として、一レム当たり約一万人分の一であるとＩＣＲＰは結論するなどと表明した上、放射線作業者に関する線量等量限度について、高い安全水準の職業とは、職業上の危険による平均年死亡率が一万人に一人を超えない職業と位置付け、放射線作業者が年間五レム被曝すると死亡率は一万人に五人となり、他の安全な職業より危険になるおそれがあるが、実際には、年間〇・五レム程度の被曝にとどまるので安全性は確保されるとして、その全身均等照射による被曝の線量限度を年間五レムとすること、公衆の個々の構成員に対する線量当量限度については、一般公衆に対する死のリスクの容認できるレベルは、職業上のレベルより一桁低いと結論付けられ、年間一〇万ないし一〇〇万分の一の範囲の死亡リスクは、公衆の個々の構成員にとっても容認できるから、公衆の個々の生涯線量当量を、一生涯を通して年間〇・一レムの全身被曝に相当する値に制限することを意味するが、「公衆の個々の構成員に対して五ミリシーベルトという年線量当量限度を適用するとき、公衆の被曝をもたらすような行為は少ししかなく、決定グループ外の人々の被曝がほとんどないならば、平均線量当量は一年につき〇・五ミリシーベルトより低くなると思われる。」などとして、結局、従来どおり、年間〇・五レムという全身線量当量限度を用いれば足りることなどを勧告した。（５）　ＩＣＲＰは、一九八五年（昭和六〇年）のパリ会議において、公衆の構成員に対する実効線量当量限度を年間〇・一レムとするが、生涯にわたる平均の年実効線量当量が右限度を超えることのないかぎり、一年につき〇・五レムという補助的線量限度を数年にわたって用いることができるとする旨の声明を出した。（６）　ＩＣＲＰは、一九九〇年（平成二年）一一月採択の勧告において、ＩＣＲＰが、それまでに明らかになった日本の原爆被曝者の研究、新しい線量算定体系であるＤＳ８６、ＵＮＳＣＥＡＲ、ＢＥＩＲ等の機関による研究等を評価し、致死癌の確率を推定した旨表明した上、職業人に対する実効線量限度を、年間五〇ミリシーベルト（五レム）を超えないとの条件付きで、五年間の平均値が年間二〇ミリシーベルト（二レム）とすること、公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を、年間一ミリシーベルト（〇・一レム）とし、特殊の状況下では五年間にわたる平均が年当たり一ミリシーベルトを超えなければ、単一年ではもつと高い実効線量が許されることもあり得ること、妊娠していない女性に関する職業被曝の管理の基礎は男性の職業被曝の場合と同じであること、事故時等の緊急時の職業人に対する線量限度を五〇レムとすることなどを勧告した。


（７）　ＩＣＲＰの勧告は、米国を初めとして各国で尊重され、その許容線量（線量限度）は、各国の法令に採り入れられているところ、我が国も、ＩＣＲＰの勧告を尊重して、公衆の許容被曝線量を定めており、本件処分当時においては、ＩＣＲＰの一九五八年勧告を尊重し、総理府に設置された放射線審議会の答申を受けて、一年間につき〇・五レムとしていた（許容被曝線量等を定める件二条）が、前記（５）のパリ会議の声明を取り入れた法令改正（平成元年三月二七日通産省告示第一三一号）により、公衆の線量当量限度を実効線量当量（実効線量当量とは、人が放射線を受けた場合、その受けた部位が人体の一部であっても、人体全体に対してどの程度の影響があるか、その組織の感受性等を考慮して換算したものである。）とし、一年間につき〇・五レムを一ミリシーベルト（〇・一レム）に変更した。また、我が国では、ＩＣＲＰのＡＬＡＰの考え方に従い、平常運転に伴う公衆の被曝線量を、右の許容被曝線量よりも一層低く抑えるための努力が払われてきたが、その努力目標値を明らかにすることが望ましいとの観点から、昭和五〇年五月、線量目標値指針が定められ、放射性希ガスからのガンマ線による全身被曝線量及び液体廃棄物中の放射性物質に起因する全身被曝線量の評価値の合計値については年間〇・〇〇五レム、放射性ヨウ素に起因する甲状腺被曝線量の評価値については年間〇・〇一五レムとの努力目標値が明示されていたが、本件処分後、線量目標値指針の改正により公衆の受ける線量当量の目標値を実効線量当量で年間〇・〇〇五レムとされた。
（８）　米国における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（ＮＲＣ）の米国連邦規則中の放射線防護基準に定められているが、右基準では、公衆の許容被曝線量をＩＣＲＰ勧告に準拠して、年間〇・五レムとしているが、一九七七年一月六日、米国環境保護局（ＥＰＡ）によって、公衆の全身被曝線量を年間〇・〇二五レム、甲状腺被曝線量を年間〇・〇七五レムとする等の新基準を設定した。
（９）　米国のゴフマン、タンブリン両博士は、一九七〇年（昭和四五年）、成人については、一ラドの被曝により癌の発生率が自然発生率の二パーセント増加し、また、妊娠一三週以内の胎児については、三分の一ラドの被曝で癌の発生率が倍加し、妊娠後期の胎児については、約一・五ラドの被曝で白血病や小児癌の発生率が倍加すると推測され、米国連邦放射線審議会が定めている公衆に対する許容線量である年間〇・一七ラドの放射線を受け続ければ、年間一二万人に癌が発生する旨報告した。そして、米国原子力委員会は、米国科学アカデミーにこの問題に関する検討を委託し、同アカデミーは、電離放射線の生物効果に関する諮問委員会（ＢＥＩＲ委員会）を設置して検討を重ねた結果、一九七二年（昭和四七年）　一一月、「線量電離放射線被曝の集団に対する影響」と題する報告（ＢＥＩＲ報告）を発表したが、同報告は、米国民が年間平均〇・一七レムの被曝を受ければ、被曝を受ける当世代において年間三〇〇〇人から一万五〇〇〇人の癌による死者が増加し、次世代では毎年昀大一八〇〇例の重大な遺伝病が出現し、何世代か後には、毎年昀大二万七〇〇〇件もの遺伝的欠陥の出現と、不健康者の五パーセントの増加がもたらされると推測した。
しかしながら、ゴフマン、タンブリンの報告に対しては、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いう批判もなされており、また、ＢＥＩＲ報告については、米国放射線防護測定審議会が、一九七五年（昭和五〇年）、同報告のリスクの推定値は、低線量の放射線の人に対する影響を、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であり、また、過大な推定値であると批判した。（１０）　マンクーゾ、スチュアート、ニ－ルらは、一九七七年（昭和五二年）、米国ハンフォード原子力施設に一九四四年（昭和一九年）から一九七四年（昭和四九年）まで勤務した労働者の記録に基づき、職業的に放射線を受けた労働者に線量と関連した過剰な癌死亡率があること、（１）骨髄腫・白血病、（２）肺癌、（３）膵臓癌・胃癌・大腸癌、（４）総ての癌の各倍加線量は、それぞれ、三・六ラド、一三・七ラド、一五・六ラド、三三・七ラドであったこと、右倍加線量値は、ＩＣＲＰのリスク係数値から推定されるものの一〇分の一ないし五〇分の一となること、放射線による発癌のリスク係数値は、日本の原爆被曝生存者や医学的な理由で放射線を受けた集団の研究から導き出された推定値よりはるかに高いものであったことなどを報告した。また、イギリスのジョセフ・ロートブラットは、医療被曝者等の低レベル被曝者集団におけるデータに依拠して算出されたリスク係数値は、広島、長崎の原爆被曝者に関するデータに依拠して算出されたリスク係数値より、各癌について五、六倍大きいこと、すべての癌による死亡のリスク係数値は、一レム当たり〇・〇〇〇八であると報告した。


しかしながら、右マンクーゾらの研究に対しては、ＢＥＩＲ委員会は、（１）低線量被曝による癌の死亡率を求めるには、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みられた放射線によって昀も発生しやすい（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があると指摘している。（１１）　第二次大戦後、日米の科学者は、広島、長崎の原爆被曝者を対象として、電離放射線の晩発性障害についての研究を行い、特に、米国オークリッジ国立研究所は、模擬実験を繰り返すなどして、一九六五年（昭和四〇年）、被曝線量を推計し、線量推定方式、いわゆるＴ６５Ｄを発表し、ＩＣＲＰは、放射線防護基準設定の基礎資料としてＴ６５Ｄを用いている。
しかしながら、一九七〇年代に入り、Ｔ６５Ｄに対する疑問が投げ掛けられるようになり、米国のローレンス・リバモア国立研究所、オークリッジ国立研究所の研究員らが、それぞれ、広島、長崎の原爆被曝者の放射線被曝線量の推定の見直し作業を行ったところ、一九八〇年代に入り、右被曝線量が、従来考えられていた線量（Ｔ６５１Ｄ）よりも大幅に低いことが明らかにされ、その結果、Ｔ６５Ｄを基礎資料として行われてきた放射線による癌死のリスク係数値が著しく過少である疑いが生じ、昭和五七年には、日米両国により線量再評価委員会が設置され、広島、長崎の原爆被曝線量の再評価の作業がなされ、その結果、一九八六年（昭和六一年）、右委員会の上級委員会によって、新しい線量評価システムであるＤＳ８６が承認された。ＤＳ８６は、広島においては、爆心地から二キロ地点でガンマ線はＴ６５Ｄよりも四倍程度多く、中性子はＴ６５Ｄの九分の一程度であり、長崎においては、Ｔ６５Ｄが予想していた線量よりいずれも少ないことを明らかにしている。そして、財団法人放射線影響研究所は、一九八七年（昭和六二年）、白血病及び一般の癌に分けた新しい死亡危険率を公表したが、それによると、ＩＣＲＰの勧告した危険率より、白血病で約六倍、一般の癌で四倍以上高くなるとする見解もある。以上認定した事実を総合すると、本件処分当時、ＩＣＲＰが公衆の許容線量限度としていた年間〇・五レムという値は、現在では採用されておらず、ＩＣＲＰは、一九八九年（平成元年）までの研究結果を踏まえた上、一九九〇年一一月採択の勧告で表明したとおり、職業人に対する実効線量限度を、年間に五〇ミリシーベルト（五レム）を超えないとの条件付きで、五年間の平均値が年間二〇ミリシーベルト（二レム）とし、公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を、年間一ミリシーベルト（〇・一レム、特殊の状況下では五年間にわたる平均が年当たり一ミリシーベルトを超えなければ、単一年ではもつと高い実効線量が許されることもあり得る。）とする考え方を採用しているというべきであり、そして、右実効線量限度をいわゆるＡＬＡＰの精神と共に用いる限りにおいては、被曝による危険を社会通念上容認できる水準以下に保っための基準として合理的なものと認められる。これに対し、原告らは、ＩＣＲＰは、いわゆるＡＬＡＰの原則を後退させ、原子力産業の要請を優先させており、放射線防護を基本精神とするＩＣＲＰ勧告は破綻した旨主張する（第六節第一款第四）ところ、ＩＣＲＰの一九五八年採択の勧告では、「あらゆる線量をできるだけ低く保ち、不必要な被曝はすべて避けるように勧告する。」とされていたが、一九六五年採択の勧告では、「いかなる不必要な被曝も避けるべきであること、並びに、経済的及び社会的な考慮を計算に入れた上、総ての線量を容易に達成できる限り低く保つべきであることを勧告する」となり、更に、一九七七年採択の勧告では、「総ての被曝は、経済的及び社会的な要因を考慮に入れながら、合理的に達成できる限り低く保たなければならない」となったことは、前記（（２）ないし（４））のとおりである。


しかしながら、右のように、表現が変化してきたことについては、専門家の間にも、勧告の後退であり、「なんらかの圧力によってＩＣＲＰが影響を受けたのではないか」という問題を指摘する意見もあるが、一方、「基本的精神が変わったのではなく、表現をより具体的に、より分かり易くしたためである」との意見もある上（弁論の全趣旨によって認められる。）、ＩＣＲＰが原子力産業の要請のみを優先させていると認めるに足りる証拠もないから、原告らの右主張は失当である。（三）　右（二）のとおり、ＩＣＲＰは、現在では、公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を、年間一ミリシーベルト（〇・一レム、特殊の状況下では五年間にわたる平均が年当たり一ミリシーベルトを超えなければ、単一年ではもつと高い実効線量が許されることもあり得る。）とする考え方を採用していることに鑑みると、本件安全審査において、平常運転時の公衆の許容被曝線量値として採用された許容線量等を定める件二条所定の線量値（年間〇・五レム）が現在においても許容被曝線量値としての合理性を有しているか疑問といわざるを得ない。しかしながら、前記（２（二）（２））のとおり、本件安全審査においては、平常運転時に放出される放射性物質による一般公衆の被曝線量が、許容線量等を定める件二条に規定する許容被曝線量（年間〇・五レム）以下に押さえられていることはもちろんのこと、更に、それをできるだけ少なくするような安全設計が講じられることを基本方針とし、乙四によれば、線量目標値指針所定の線量値（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では年間〇・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）を基準として設定し、実際には、これを公衆の線量限度としたばかりか、ＡＬＡＰの精神に従って、可能な限り被曝線量を低下させるための対策が講じられているか否かを審査していることが認められるから、本件安全審査における審査の基本方針及び審査事項が安全審査の理念の範囲内にある合理的なものであるとの前記（２（三））判断が左右されるものではないというべきである。
４　線量目標値の合理性について
原告らは、線量目標値指針所定の線量値（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）についても、合理性のない危険なものである旨主張する（第六節第一款第五の三）が、一九九〇年採択のＩＣＲＰ勧告が、公衆の個々の構成員に対する実効線量限度を、年間〇・一レムとしていることは前記（３（二）（６））のとおりであり、また、本件安全審査においては、ＡＬＡＰの精神に従って、可能な限り被曝線量を低下させるための対策が講じられているか否かが審査されていることは前記（３（三））のとおりであるから、現在の科学水準に照らしても、右線量目標値が不合理なものとはいえず、原告らの右主張は失当である。
第二　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一　平常運転時における被曝低減対策に係る本件安全審査の審査内容
１　はじめに
原子炉施設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、という点にあることは前記（第一の三１）のとおりであり、そのためには、原子炉施設において、いわゆる多重防護の考え方に基づき、可及的に安全側に立った被曝低減対策が講じられなければならない。
２　事実関係
乙一ないし四、一三、一六、四五、九一、九二１ないし４、証人ａ、同ｎの各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）　安全審査において検討された事項
原子炉施設においては、放射性物質の有する危険性を顕在化させないために、放射性物質が冷却水中に現れることを抑制し、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を設け、また、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を適切に評価し、それが、線量目標値指針が定める線量目標値を下回ることはもちろんのこと、ＡＬＡＰの指針に従って可及的にその被曝線量値を低減するような基本設計を行う必要があり、その上で、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と環境中における線量率等を的確に監視することのできる放射線管理設備を設ける必要がある。本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策に関し、本件安全審査において検討された事項は、以下とおりであり、その際、原子力委員会が指示した（１）線量目標値指針、（２）線量目標値評価指針の各指針が用いられ、また、安全審査会が作成した「発電用軽水型原子炉施設の安全審査における一般公衆の被ばく線量評価について」（昭和五二年六月）の報告書が活用された。第一に、本件原子炉施設は、その平常運転時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かどうか、すなわち、（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を確認する。
第二に、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、本件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、その評価値が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。
第三に、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。
（二）　放射性物質の種類


原子炉施設の平常運転時に排気筒から放出される放射性物質には、（１）主として空気を構成している窒素、酸素、アルゴンが原子炉内及びその近傍で中性子に照射されて生ずる窒素一三、同一六、炭素一四、アルゴン四一等の放射化生成物と、原子炉内の燃料の核分裂によって発生したクリブトン八五、キセノン一三三等の核分裂生成物からなる気体状放射性物質、（２）常温、常圧では液体状又は固体状であるが、高温では揮発して気体状の挙動を示し、燃料の核分裂によって生成する放射性ヨウ素（ヨウ素一三一、同一三三）等の揮発性放射性物質、（３）原子炉の冷却材中に含まれている微量の不純物が原子炉内の中性子に照射されて生ずる放射化生成物及び燃料から冷却材中に漏洩した微量の核分裂生成物から成り、塵埃等に付着して挙動するマンガン五四、コバルト五八、同六〇、セシウム一三七等の粒子状放射性物質がある。原子炉施設の平常運転時に放出される放射性物質の放射線源としては、右の気体廃棄物のほかに、液体廃棄物中に含まれている放射性物質と原子炉施設に直接起因する放射線とがあり、前者は、粒子状放射性物質と同様の発生機構によって生成するので、そこに含まれている放射性核種もほぼ同様のものであるが、一般に、原子炉施設は液体廃棄物処理施設を設けているので比較的管理しやすいとされており、後者は、原子炉内の燃料が核分裂する際に発生する放射線と原子炉施設内に内蔵されている放射性物質が放出する放射線であり、これによって通常原子炉施設周辺で問題となるガンマ線についても、一般に原子炉容器、原子炉格納施設、使用済燃料プール、固体廃棄物貯蔵倉庫等において十分遮蔽されるので原子炉施設周辺に及ぼす影響は小さいとされている。
（三）　一般公衆の被曝経路
原子炉施設の平常運転時に放出される放射性物質によって、一般公衆が被曝する際の主要な被曝経路としては、（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ある。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、量的にはクリプトン八五、キセノン一三三等の放射性希ガスが昀も多く、放射性希ガスは、透過力の強いガンマ線を放出するため、これに被曝すると、全身被曝の可能性が生ずること、揮発性放射性物質のうち、放射性ヨウ素は生成量が多く、物理的半減期も長いところ、放射性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、鉄、マンガン、コバルト等は、気体廃棄物中にほ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多く、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、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が知られており、このような事実から、一般的に、一般公衆に対する右被曝経路のうち、（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、次に、（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（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と考えられている。本件安全審査においては、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の判断に基づいて、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策に関する安全審査が行われた。
（四）　施設内での放射性物質の蓄積
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ところ、（１）の核分裂生成物については、後記のとおり、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管の健全性が維持されるような設計となっていること、（２）の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ていることから、本件安全審査においては、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。
（五）　放射性廃棄物の廃棄設備について
原子炉施設においては、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があり、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る。また、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、微量ではあるが冷却水中に放射性物質が現れることは避けられないところ、その大部分は、原子炉冷却系統設備内に閉じ込められるが、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、環境への放出をできる限り低く抑える必要がある。
本件安全審査においては、本件原子炉施設には、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（別紙四のとおり）が設けられていることが確認された。
（１）　気体状の放射性物質の場合


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、（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。本件原子炉施設においては、右（１）は、空気抽出器を通った上、減衰管で約三〇分間減衰され、更に、粒子状放射性物質を補足するフィルタ（濾過器）で固形物が除去されたのち、希ガスを長時間貯留してその濃度を低減させる効用を有する活性炭式希ガスホールドアップ装置、希ガス等を拡散、希釈するための高さ約一五〇メートルの排気筒を経て排気されることになっているほか、右（２）は、そのような間欠放出の回数は少なく、一回当たりの放射性物質の放出量も少ないことから、拡散、希釈するための右排気筒を経て排気され、更に、右（３）は、粒子状の放射性物質を捕捉するフィルタで固形物が除去されたのち、拡散、希釈するための排気筒を経て排気されることになっている。
（２）　液体状の放射性物質の場合
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、放射能濃度が高く、不純物が少ない機器ドレン廃液及び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、放射能濃度が低い洗濯廃液の三種類がある。本件原子炉施設において、右（１）のうち機器ドレン廃液は、収集タンクに集められ、クラッド除去装置及び濾過装置を経て放射化生成物を含む固形分が取り除かれたのち、イオン状の不純物を取り除くための脱塩装置を経て、復水貯蔵タンクに送られ、処理水は原子炉の冷却水等として再使用されており、右（１）のうち床ドレン廃液及び右（２）の化学廃液は、収集タンクに集められたのち、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を経て、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。また、（３）の洗濯廃液は、収集タンクに集められたのち、固形分を除くための濾過装置等を経て、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になっている。
（３）　固体状の放射性物質の場合
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（２）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（２）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。
本件原子炉施設においては、右（１）のうち比較的放射能濃度が低いものは、固化材と混合してドラム缶詰めする装置によってドラム缶詰めされ、比較的放射能濃度が高いもの及び右（２）は、貯蔵タンクに貯蔵して放射能を減衰させた上、ドラム缶話めされる。また、右（３）は、圧縮減容する装置を経て、ドラム缶詰めされることになっており、更に、右の各ドラム缶は、固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵、保管される。
（六）　公衆の被曝線量の評価
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が、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って環境に放出される放射性物質について、以下のとおり、公衆の被曝線量の評価の妥当性の審査を行い、その結果、右評価は適切にされており、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）　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評価方法の妥当性について以下のとおり検討し、いずれも妥当なものと判断された。
ア　本件原子炉施設から平常運転時（年間稼働率八〇パーセント）に大気中に放出される気体状放射性物質のうち、（１）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は、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）、（２）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の放出率は、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）、（３）真空ポンプの運転により間欠放出される放射性希ガスの一回当たりの放出量は一〇〇〇キュリー、年間の放出回数は五回、（４）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は年間約五・五キュリーとそれぞれ想定されているが、これらは、先行炉の実績を踏まえ、あるいは、先行炉の実績値（毎秒〇・三キュリー）よりも高い全希ガス漏洩率（毎秒〇・四キュリー）に基づいて計算されたものである。また、本件原子炉施設から大気中に放出された気体廃棄物の拡散、希釈の状況については、気象条件は、季節毎の変化を考慮して本件原子炉施設敷地周辺における昭和四六年三月から同四七年二月までの気象観測で得られた実測値を用いて計算し（但し、静穏時の場合は、風速を毎秒〇・五メートルとし、風速毎秒〇・五ないし二・〇メートルのときの風向出現頻度に応じて各風向きに比例分配した。）、線量の計算は、排気筒を中心として一六方位に分割した陸側一〇方位の周辺監視区域境界外について行い、希ガスのガンマ線による全身被曝線量が昀大となる地点での線量を求めた。


イ　本件原子炉施設から平常運転時に海水中へ放出される液体廃棄物中の放射性物質（トリチウムを除く。）の年間放出量は、洗濯廃液中の約〇・五五キュリー、濃縮処理による発生蒸気の凝縮水中の約〇・〇三キュリー、トリチウムの環境放出量は年間一〇〇キュリー以下と、いずれも我が国における先行炉の実績等から推定されることから、液体廃棄物等の放射性物質による全身被曝線量及び甲状腺被曝線量の評価を行う際には、液体廃棄物処理系統の運用の変動を考慮して、トリチウムを除く液体廃棄物の年間放出量を一キュリー、トリチウムの年間放出量を一〇〇キュリーと想定した。
また、本件原子炉施設から海水中に放出された液体廃棄物の拡散、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がそのまま用いられた。（２）　本件安全審査においては、右のような各種の条件を設定して、本件原子炉の平常運転に伴う公衆の被曝線量を計算した場合、希ガスから放出されるガンマ線による全身被曝線量が昀大となる地点は、排気筒南方約七四〇メートルの周辺監視区域境界であり、その線量は年間約〇・三ミリレムであること、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・二ミリレムであること、したがって、全身被曝線量値は合計して年間約〇・五ミリレムと評価されること、また、気体廃棄物中に含まれる放射性ヨウ素に起因する甲状腺被曝線量が昀大となる地点は、将来の集落の形成や葉菜又は牛乳摂取による被曝経路の存在を考慮すると、排気筒の南約一・二キロメートルの敷地境界外であり、その地点における気体廃棄物中の放射性ヨウ素の呼吸、葉菜及び牛乳摂取による年間の甲状腺被曝線量は、成人で約〇・二ミリレム、幼児で約一・四ミリレム、乳児で約一・二ミリレムであること、液体廃棄物中に含まれる放射性ヨウ素による甲状腺被曝線量は、海藻類を摂取する場合、成人で年間約〇・〇二ミリレム、幼児及び乳児で年間約〇・〇五ミリレムとなり、海藻類を摂取しない場合、成人で年間約〇・〇一ミリレム、幼児で年間約〇・〇四ミリレム、乳児で年間約〇・〇三ミリレムとなること、気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれる放射性ヨウ素を同時に摂取する場合の甲状腺被曝線量の昀大値は幼児の場合で年間約一・四ミリレムであることが確認された。そして、計算された被曝線量の昀大値は、全身被曝線量について年間約〇・五ミリレム、甲状腺被曝線量について年間約一・四ミリレムであり、線量目標値指針に定める全身被曝線量（年間五ミリレム）、甲状腺被曝線量（年間一五ミリレム）の線量目標値を下回っており、以上の評価に取り上げられていない原子炉施設からの直接線量及びスカイシャイン線量は、原子炉建家のコンクリート壁等によって十分遮蔽され、人の住居の可能性のある敷地境界において年間五ミリレム以下となることを目標に抑えられ、かつ、また、この線量は、線源が固定されているため、距離が離れるにしたがって急激に減衰するという性質を考慮すると、一般公衆の被曝線量に寄与する地点は、敷地境界近傍に限られ、他の被曝線量として、ベータ線による皮膚被曝線量、海水浴中に受ける被曝線量、大気中に放出された粒子状放射性物質に起因する被曝線量等があるが、これらの被曝線量については、一般に小さい寄与しか与えないことに鑑み、これらによる線量等を考慮しても、周辺監視区域外における被曝線量は、許容被曝線量等を定める件所定の許容被曝線量（年間五〇〇ミリレム）をはるかに下回るものと判断された。
（七）　放射性物質の放出量等の監視
本件安全審査においては、本件原子炉施設には、以下のように、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ていると判断された。（１）　本件原子炉施設には、気体廃棄物について、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、排気筒から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ている。（２）　本件原子炉施設には、液体廃棄物について、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、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ている。（３）　本件原子炉施設の周辺には、環境中の線量率等を監視するためのモニタリングポスト九基が設置され、外部放射線量率を連続監視するほか、気体廃棄物の放出管理及び発電所周辺の一般公衆の被曝評価に資するために発電所敷地内に風速、日射量、放射収支量等を連続観測する設備が設けられている。
３　判断
右２で認定した本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策に関する本件安全審査の審査内容に鑑みると、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とはいえないし、また、本件原子炉が右具体的審査基準に適合し、平常運転時における放射性廃棄物について、敷地周辺の公衆に対する放射線障害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
二　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
る原告らの主張について
１　気体廃棄物に関する主張について


（一）　間欠放出による気体廃棄物の過少評価に関する主張について原告らは、間欠放出による気体廃棄物が過少評価されている旨主張する（第六節第二款第一の一１（一））が、前記（一２（六）（１）ア）のとおり、本件安全審査においては、真空ポンプの運転により間欠放出される放射性希ガスの一回当たりの放出量が一〇〇〇キュリー、年間の放出回数が五回と想定されているところ、これは、先行炉の運転実績を参考に、全希ガス漏洩率が毎秒一キュリーのときの真空ポンプ運転一回当たりの放出量を二五〇〇キュリー、運転回数を五回として、年間放出量を一万二五〇〇キュリーとし、これに全希ガス漏洩率である毎秒〇・四キュリーを乗じて算出されたものであり（乙三、四、一三によって認められる。）、前記（一２（六）（１）ア）のとおり、先行炉の実績を踏まえた合理的な放出量と判断されたこと、乙四五、九二１ないし４によれば、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に過ぎないこと、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ことが認められるのに対し、本件安全審査においては、前記（一２（六）（１）ア）のとおり、本件原子炉施設に係る気体廃棄物の推定発生量を、間欠放出による気体廃棄物（年間合計五〇〇〇キュリー）を含めて年間五万キュリーと高めに想定していること、弁論の全趣旨によれば、間欠放出の回数は、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と認められることなどの諸事情を総合すると、間欠放出の放出量及び放出回数についての本件安全審査の右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。（二）　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（第六節第二款第一の一－（二））が、前記（一２（六））の事実に、乙三、四、一三及び証人ｎの証言を総合すれば、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放射性ヨウ素について、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、当然に、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も考慮した評価を行っていることが認められ、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（三）　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気体廃棄物中に含まれるコバルト六〇、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が行われておらず、安全審査における被曝線量評価は不十分である旨主張する（第六節第二款第一の一１（三））。
しかしながら、乙四、一三、九一及び弁論の全趣旨によれば、粒子状放射性物質は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であること、部分被曝に比べれば全身被曝の方がはるかに重要であること、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、これらの放射性物質の食物中ないし人体内における濃縮を考慮してもなお、その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ことが認められ、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められない上、原告らの主張するところは、単に抽象的に、放出される粒子状放射性物質の核種が多種類であり、微量でも内部被曝を与えると指摘するのみであることを考え合わせると、原告らの右主張は失当である。
２　液体廃棄物に関する主張について
（一）　洗濯廃液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いるばかりか、洗濯廃液に起因する放射性物質の量が年間〇・五五キュリーとなる根拠は何ら示されていないから、本件安全審査における洗濯廃液中の放射性物質の線量評価は不合理である旨主張する（第六節第二款第一の一２（一））が、前記（一２（六）（１）イ）の事実に、乙三、四、一三、九一及び証人ａの証言を総合すれば、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されたこと、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こと、洗濯廃液中の放射性物質の量は、先行炉の実績等から判断すると非常に少なく、一立方センチメートル当たり約〇・〇〇〇一マイクロキュリーとされ、本件安全審査においては、これに洗濯廃液の年間の発生量を乗じて、洗濯廃液に起因する放射性物質の量を年間〇・五五キュリーと想定されたことが認められ、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。


（二）　機器ドレン廃液の環境流出に関する主張について原告らは、本件安全審査において、原子炉施設の配管のバルブ、ポンプ等から漏れ出る機器ドレン廃液が一滴も環境に放出されないという前提で被曝評価が行われているのは不合理である旨主張する（第六節第二款第一の一２（二））が、本件原子炉施設の基本設計においては、前記（一２（五）（２））のとおり、機器ドレン廃液は、収集タンクに集められ、クラッド除去装置及び濾過装置を経て放射化生成物を含も固形分が取り除かれ、更に、イオン状の不純物を取り除くための脱塩装置を経て、復水貯蔵タンクに送られ、処理水は原子炉の冷却材等として再使用されることになっていることに鑑みると、機器ドレンが環境に放出されないという前提で被曝評価が行われた本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（三）　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ないばかりか、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（第六節第二款第一の一２（三））が、乙一三、四九１ないし４及び弁論の全趣旨によれば、本件安全審査において使用された濃縮係数は、トンプソンらの濃縮係数総合報告書から引用した値が用いられていること、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こと、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たものであること、本件安全審査で使用された濃縮係数には、右報告書のうち、放射性核種の濃縮係数を採らず、一般にそれよりも濃縮係数が高くなる安定元素の濃縮係数を採用していることが認められ、以上の事実によれば、本件安全審査において用いられた濃縮係数が不合理である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。
（四）　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（第六節第二款第一の一２（四））が、乙三、四及び弁論の全趣旨によれば、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ことが認められるから、液体廃棄物の一様な連続放出を仮定した本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められず、原告らの右主張は失当である。
（五）　核種組成に関する主張について
原告らは、本件安全審査において、液体廃棄物による被曝評価の際、バリウム一四〇、ラタン一四〇、ジルコニウム五一、ニオブ九五、セリウム一四一を評価の対象外としたのは不合理である旨主張する（第六節第二款第一の一２（五））が、乙三、四、一三、九一及び弁論の全趣旨を総合すれば、本件安全審査においては、液体廃棄物に含まれる核種のうち量が昀も重く、かつ全身被曝に支配的なものとして一一核種を採り上げて定量的な被曝評価をすれば、本件原子炉施設の安全性を確認するのに十分であると判断されたことが認められ、そして、液体廃棄物中に含まれる放射性物質による全身被曝線量が年間約〇・二ミリレムであると評価されたことは前記（一２（六）（２））のとおりであるから、右主要一一核種以外の核種について定量的評価をしなかった本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。
また、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恣意的に決められている旨主張するが、乙一三によれば、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いて定められたものであること、核種組成は、運転・保守の態様、処理水の運用により変動する性質のものであるが、各核種の濃縮係数と線量への換算係数を考慮し、被曝線量の計算結果が安全側になるように核種組成を定めたことが認められ、右核種組成比が恣意的に定められたと認めるに足りる証拠もないから、液体廃棄物中の放射性物質の核種組成に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。したがって、原告らの右主張はいずれも失当である。
（六）　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十分な審査がなされていない旨主張する（第六節第二款第一の一２（六））が、本件安全審査においては、本件原子炉施設から平常運転時に海水中へ放出される液体廃棄物中のトリチウムが我が国における先行炉の実績等から年間一〇〇キュリー以下と推定されるも、液体廃棄物処理系統の運用の変動を考慮し、トリチウムの年間放出量を一〇〇キュリーと想定されたことは前記（一２（六）（１）イ）のとおりであるから、トリチウムの放出量が不合理なものであるとはにわかに断定できない。そして、乙三、一三及び証人ｎの証言によれば、トリチウムは海産生物により濃縮されないことが認められ、更に、前記（一２（三））のとおり、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畔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（トリチウムを含も。）に起因する内部全身被曝）を対象として行われているところ、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考えられたからである。
以上の事情に鑑みれば、トリチウムの評価に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められず、トリチウムに関する審査が不十分であったとはいえないから、原告らの右主張は失当である。
３　被曝評価方法に関する主張について


原告らは、平常運転時における被曝評価方法は未だ確立したものとはいえず、評価方法によって、平常運転時の被曝評価に関する数値は幾らでも変わり得るものといわざるを得ないから、線量目標値評価指針に則って審査がなされた本件安全審査は、不合理である旨主張する（第六節第二款第一の一３）が、放射性廃棄物の推定発生量等に関する知見は、科学技術の発展と共に不断に進歩、発展し、刻々と新しい知見が生まれていると考えられることに鑑みると、右推定発生量に関する数値に変動があるからといって、直ちに、恣意的な変更であるとはいい難いから、原告らの主張は失当である。
４　ムラサキツユクサに関する主張について
原告らは、ｋの原子力発電所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不合理である旨主張する（第六節第二款第一の一４）。証人ｋの証言によれば、ｋが原告ら主張のとおりの実験を行い、その結果、原告らの主張するような事実が認められたと発表していることが認められるが、ムラサキツユクサを用いた実験については、ムラサキツユクサの雄しべ毛の細胞が、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し、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が、それが十分に行われていなかった旨の批判があることは前記（第一の三３（一）（２））のとおりであるから、ｋの実験結果をもって、直ちに本件安全審査における被曝評価に誤りがあるものとはいい難い。
５　放射線管理施設に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設における放射線管理施設は何ら機能していないし、同施設に対する本件安全審査も不十分である旨縷々主張する（第六節第二款第一の二）が、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策に関し、第一に、本件原子炉施設は、その平常運転に伴って環境に放出される放射性物質の量を抑制できる対策が採られていること、第二に、本件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を下回ることとなっていることがいずれも確認され、その上で、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が確認されたこと、したがって、本件原子炉施設の平常運転時における被曝低減対策として、すべての放射性物質による放射線を完全に監視することのできる放射線管理設備が設けられる必要まではないものと考えられること、本件安全審査においては、本件原子炉施設に気体廃棄物を監視する放射線モニター、液体廃棄物を監視する放射線モニター等が設置され、本件原子炉施設の周辺には、環境中の線量率等を監視するためのモニタリングポスト九基等が設置されていることが確認されたことなどは、前記（一２（七））のとおりであり、これによって主要な放射線を監視することが可能であると考えられること、前記（第二章第一、二）のとおり、原子炉設置許可に際しての安全審査は、専ら当該原子炉の基本設計のみが規制の対象となることに照らし、各放射線管理設備の詳細な審査は不要であることなどの諸点に鑑みると、放射線管理設備に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
第三　本件原子炉施設の事故防止対策に係る安全性
一　原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の審査内容
１　はじめに
原子炉施設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、という点にあること前記（第一の三１）のとおりであり、そのためには、原子炉施設において、いわゆる多重防護の考え方に基づき、可及的に安全側に立った事故防止対策が講じられなければならない。
２　事実関係
甲三〇、三三、三五、三七、三八、四一、四五、四八、四九、乙一ないし四、九、一一、一四、一六、一九、二〇、三〇１、２、三一ないし三七、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）　安全審査において検討された事項
原子炉施設においては、放射性物質の有する危険性を顕在化させないために、平常運転時に発生する放射性物質のうち（第二の一の２（四）参照）、燃料被覆管内に存在する核分裂生成物等を燃料被覆管内に、冷却材中に存在する核分裂生成物及び腐食生成物等を圧力バウンダリ又はこれを含も原子炉冷却系統設備内にそれぞれ閉じ込め、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にそれぞれ閉じ込め、これらが環境へ放出されないように防止する必要があり、そのためには、燃料被覆管や圧力バウンダリ等の健全性が損なわれるおそれのある事態が発生しないような対策を講じる必要がある。具体的には、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り、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が必要となり、また、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いう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原子炉施設の安全性を確保するために講じられる必要がある。
本件原子炉施設の事故防止対策に関し、本件安全審査において検討された事項は、以下のとおりであり、その際、原子力委員会が指示した（１）ＥＣＣＳ安全評価指針、（２）安全設計審査指針の各指針が用いられ、また、安全審査会が作成した（１）「沸騰水型原子炉に用いる八行八列型の燃料集合体について」（昭和四九年一二月）、（２）「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法
について」（同五一年二月）、
（３）　「沸騰水型原子炉の炉心熱設計手法及び熱的運転制限値決定手法の適用について」（同五二年二月）、（４）「発電用軽水型原子炉の反応度事故に対する評価方法について」（同年五月）、（５）「取替炉心検討会報告書」（同月）の各報告書が活用された。
（１）　異常発生防止対策


本件原子炉施設は、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できるかどうか、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かどうか、具体的には、（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を確認する。
（２）　異常拡大防止対策
本件原子炉施設は、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かどうか、具体的には、（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、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）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（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、その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、以下「運転時の異常な過渡変化解析」という。）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を確認する。
（３）　放射性物質異常放出防止対策
本件原子炉施設は、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合においても、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かどうか、具体的には、（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）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可能性は極めて少ないが、あえて放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態をもたらす代表的な起因事象を幾つか想定し、その評価結果が厳しくなるような条件設定して行う解析評価、以下「事故解析」という。）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を確認する。
（二）　異常発生防止対策について
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制御
燃料被覆管や圧力バウンダリの健全性を維持し、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ところ、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り、また、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材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を有することから、燃料の制御不能な核分裂反応が生ずることはない仕組みになっているほか、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ている。本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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
本件原子炉に使用される燃料被覆管はジルカロイ－２製で、外径が一二・五ミリメートル、燃料棒有効長が三七一センチメートル、燃料被覆管厚が〇・八六ミリメートル、燃料ペレットとの間隔が〇・二三ミリメートルであり、燃料ペレットの大きさは、直径が一〇・六ミリメートル、高さが一一ミリメートルである。燃料被覆管の上端には約三〇センチメートルの空間（ブレナム）が設けられており、ここに、核分裂で生成されたガス状の生成物を溜めて、被覆管内の圧力が過度にならないようにしてある。本件原子炉稼働中は、燃料ペレットの中心部の温度は、約一八三〇度に達するが、燃料ペレットの熱伝導率が低いため、燃料ペレットの表面温度は約五〇〇度、燃料被覆管昀高温度は約三八〇度に止まる。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、損傷を防止し、その健全性を維持するために余裕をもった設計が行わなければならないが、燃料被覆管を損傷させる要因として、（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、燃料被覆管が焼損すること、（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材による外圧等により燃料被覆管が機械的に損傷すること、（４）燃料被覆管が冷却材中の不純物等により化学的腐食を起こし損傷すること等が挙げられる。
本件原子炉施設においては、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、燃料被覆管の焼損防止策が施されている。また、燃料ペレットと燃料被覆管の熱膨張差は、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、発熱量は、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ており、本件原子炉施設には、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策が施されている。更に、本件原子炉施設において使用される燃料被覆管が十分な強度をもって設計され、内圧や外圧等による燃料被覆管の機械的損傷防止策が施され、また、燃料被覆管には耐食性に優れた金属（ジルカロイー２）が使用されることから、燃料被覆管の化学的腐食による損傷防止策も施されている。


本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、本件原子炉施設の燃料被覆管は、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、余裕のあるものが使用されると判断された。
（３）　圧力バウンダリの健全性の維持
燃料被覆管ととも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が、圧力バウンダリを損傷させるに至る要因として、（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すること、（２）圧力バウンダリ自体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すこと、（３）圧力バウンダリが冷却材中の不純物等により化学的腐食を起こして損傷すること等が挙げられる。
本件原子炉施設においては、圧力容器の設計圧力が約八八キログラム毎平方センチメートルに設定され、圧力容器内の圧力を圧力制御装置によって自動的に約七一キログラム毎平方センチメートルに保つように設計されており、圧力バウンダリの機械的損傷の防止策が施され、また、（１）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、（２）圧力容器内に脆性遷移温度の変化を知るための試験片が取り付けられ、（３）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ており、圧力容器の脆性破壊防止策も施されている。更に、本件原子炉施設においては、（１）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、（２）腐食の要因となる冷却材中の塩素濃度、ｐＨ値等が管理されているなど、冷却材について、適切な水質管理が出来るように設計されており、圧力バウンダリの化学的腐食による損傷防止策が施され、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ている。
本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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が、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が、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必要がある。
本件原子炉施設においては、右各設備がいずれも性能や強度等に十分な余裕をもって設計され、（１）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、（２）原子炉出力制御設備には、運転員が誤って制御捧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ており、誤操作の防止策が講じられている。更に、本件原子炉施設には、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など、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ている。
本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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、原子炉は安定して運転し得るものと判断された。
（三）　異常拡大防止対策について
本件安全審査においては、以上のとおり、本件原子炉施設について異常発生防止対策が講じられていると判断されたが、それにもかかわらず異常が発生した場合に備えて、以下のとおり、本件原子炉施設は、その基本設計において、異常が拡大したり、更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを防止する対策が講じられているかどうかが検討され、その結果、右の対策が講じられていると判断された。
（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が、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、冷却材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材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、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ている。
本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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必要があるが、本件原子炉施設においては、（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、（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、更に、（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ている。
本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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


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が、本件原子炉施設においては、（１）安全保護設備がいずれも十分な性能、強度等を有するように設計され、（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ており、また、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、（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。更に、（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、（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ている。本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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本件原子炉施設の安全保護設備は、以上のとおり、いずれも信頼性が確保されるものと判断されたが、本件安全審査においては、更に、以下のとおり、運転時の異常な過渡変化解析が行われ、安全保護設備等の設計の総合的な妥当性が審査された。すなわち、具体的には、右の異常な過渡変化として、本件原子炉施設の寿命期間中にその発生が予想される代表的な異常事象である（１）再循環系の過渡変化（再循環ポンプ一台軸固着、再循環ポンプトリップ、再循環流量制御器誤作動、再循環ループ誤作動）、（２）給水系の過渡変化（給水制御器故障、給水加熱喪失、全給水流量喪失）、（３）主蒸気系の過渡変化（発電機負荷遮断、タービン・トリップ、主蒸気隔離弁閉鎖、圧力制御装置の故障、逃し安全弁の開放）、（４）制御棒系の過渡変化（起動時における制御棒引抜、出力運転中の制御棒引抜）、（５）その他の過渡変化（高圧スプレイ系の誤起動、外部電源喪失）を想定し、これらの事象について、安全保護設備のうち昀もその評価結果が厳しくなるような機器の一つが単一の事象に起因して故障し（但し、単一の事象に起因して必然的に起こる多重故障を含む。）、その機器の有する安全上の機能が発揮されないこと（以下「単一故障」という。）を想定するなどの厳しい前提条件を設定して行われた解析結果が検討された。その結果、昀小限界出力比は、昀も厳しい過渡現象である給水加熱喪失時及び発電機負荷遮断（タービン・バイパス弁不作動）時でも、限界値一・〇七を下回ることがないこと、燃料の線出力密度が昀も厳しくなる出力運転中の制御棒引抜時においても、線出力密度は、約五六キロワット毎メートルであり、燃料被覆管の一パーセント塑性歪に対応する線出力密度を下回っていること、急激な反応度増加を伴う過渡現象として取り上げた起動時の制御棒引抜の場合の燃料ペレット昀大エンタルビも許容設計限界値を下回っていることから、いかなる運転時の異常な過渡変化時においても、燃料被覆管の許容設計限界を超えることはないと判断され、また、早期炉心において原子炉圧力が昀大となる発電負荷遮断（タービン・バイパス弁不作動）時の、昀大圧力は、七九・八キログラム毎平方センチメートルであり、平衡炉心末期のスクラム特性の劣化を考慮しても、昀大圧力は、八〇・一キログラム毎平方センチメートルに抑えられ、これらの数値は設計圧力の一・一倍の圧力（九六・七キログラム毎平方センチメートル）を下回っていることから、圧力バウンダリの健全性が保たれていると判断された。
本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、本件原子炉は、沸騰水型原子炉がもつ自己制御性と種々の安全保護機能の動作があいまって、運転中に起こる異常な過渡変化を安定的に制御し、燃料被覆管及び圧力バウンダリの健全性を保持できることが確認された。
（四）　放射性物質異常放出防止対策について
本件安全審査においては、以上のとおり、本件原子炉施設について異常発生防止対策及び異常拡大防止対策がそれぞれ講じられているものと判断されたが、それにもかかわらず、放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態が発生した場合に備えて、以下のとおり、放射性物質の環境への異常放出という結果を防止する対策が講じられているかどうかが検討され、その結果、右の対策が講じられていると判断された。
（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が、本件原子炉施設には、（１）別紙五のとおり、燃料被覆管の重大な損傷を防止するに十分な量の冷却材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、更に、右蒸気中に浮遊している放射性物質を洗い落とす格納容器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ている。本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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の異常を想定しても、放射性物質を環境に異常に放出することを防止し得る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


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が、（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、（２）ＥＣＣＳは、炉心への注水機能を有する高圧炉心スブレイ系一系統、低圧炉心スブ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ているところ、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、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－）、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ている。そして、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すると共に、これと連携して区分１及び区分ＩＩの二区分が作動し、大口径破断時には、区分Ｉ、区分ＩＩ及び区分ＩＩＩのＩＩＩ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など、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されている。更に、（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、更に、冷却材喪失事故時に格納容器の隔離機能を確保するため、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、（４）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ている。本件安全審査においては、右の諸点が確認された結果、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本件原子炉施設の安全防護設備は、以上のとおり、いずれも信頼性が確保されるものと判断されたが、本件安全審査においては、更に、以下のとおり、あえて放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態の発生を想定した場合の事故解析が行われ、安全防護設備等の設計の総合的な妥当性が審査された。すなわち、具体的には、（１）反応度事故として、制御棒落下事故、（２）圧力バウンダリにある機器の破損、配管の破断によって引き起こされる事故として、冷却材喪失事故、（３）圧力バウンダリ外にある機器の破損、配管の破断等によって引き起こされる事故として、主蒸気管破断事故、（４）機器取扱事故として、燃料取扱事故、（５）放射性廃棄物廃棄施設における事故として、活性炭式希ガスホールドアップ装置破損事故を想定し、これらの事象について、単一事故を過程した上で、評価結果が厳しくなるような前提条件を設定して行われた解析結果が検討された。その結果、本件安全審査においては、本件原子炉施設は、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いることが確認され、本件原子炉施設の安全防護設備等の設計は、総合的にみて妥当なものであると判断された。
３　判断
右２で認定した原子炉施設の事故防止対策に係る本件安全審査の審査内容に鑑みると、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とはいえないし、また、本件原子炉が右具体的審査基準に適合し、その基本設計において、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た本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。二　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ついて
１　炉心燃料部の健全性に関する主張について
（一）　炉心燃料部材の適格性に関する主張について
原告らは、核燃料や燃料被覆管を取り巻く環境条件が過酷であることに鑑みると、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、未だ試用段階、実験段階にあり、炉心材料として不適格である旨主張する（第六節第二款第二の二２（二））が、前記（一２（二）（２））の事実に、乙二、三、一六、一九、三一、三二、証人ａの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、ジルカロイは、一九五〇年代後半に商業用軽水炉が出現して以来、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、冷却材に対する耐食性に優れていること等が総合的に判断された結果、燃料被覆管の材料として昀適のものとされて一貫して使用されていること、沸騰水型原子炉に使用されたジルカロイー２被覆管燃料棒は、一九七四年（昭和四九年）九月までに八一万本使用されているが、被覆管に損傷を生じた燃料棒は、〇・七六パーセント程度であり、その間にも各種材料について種々の開発、研究が行われ、一九七三年（昭和四八年）に改良型七行七列配列の燃料集合体、一九七四年（昭和四九年）に本件原子炉と同様の八行八列配列の燃料集合体が採用されて以来損傷率は非常に少なくなっていることが認められる。更に、原告らは、ジルカロイ以外に、燃料集合体の部材として使用されているステンレス鋼、インコネルーＸについても、炉心部材としての適格性を欠く旨主張する（第六節第二款第二の二２（二））が、乙二、三によれば、これらの部材も過去の経験から沸騰水型原子炉の条件に十分適合でき、原子炉の運転中にその設計目的を十分満足できると報告されていることが認められる。
したがって、炉心燃料部材の適格性に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は、いずれも失当である。


（二）　平常運転時の炉心燃料部の健全性の欠如に関する主張について（１）　原告らは、本件原子炉においては、燃料ペレットに焼きしまり現象が生じることが予想され、その結果、燃料ペレットと燃料被覆管、燃料ペレットと燃料ペレットとの熱伝達を低下させ、燃料ペレットの中心温度が上昇して燃料溶融の危険性が生ずる旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（１）ア）が、乙二、三、三〇１、２、三一によれば、一九七〇年（昭和四五年）の初め、加圧水型原子炉の一部で、燃料棒の部分がつぶれているものが発見されたが、これは、照射下で生じる燃料ベレットの密度の上昇現象である焼きしまり現象と分かったこと、その後、焼きしまり現象に対する研究が進められ、加圧木型原子炉の燃料の場合、燃料ペレットの密度、焼結温度を上昇させるなどの防止策を講じたこと、本件原子炉のような沸騰水型原子炉の燃料の場合は、もともと焼きしまり現象を生じ雑い燃料ペレットが使用されているなどの理由から、燃料棒のつぶれにまでは至っていないこと、本件原子炉においても、燃料ペレットの密度を約九五パーセントの高密度に焼結するとともに、照射中の焼きしまりを小さくするよう製造方法を考慮していることが認められ、右の諸点に鑑みれば、原告らの右主張は失当である。（２）　原告らは、燃料ペレットが砂時計状に変形したり、核分裂による気体状及び固体状の核分裂生成物が燃料ペレット内に蓄積し、燃料ペレットの体積が増大するという照射スウェリング現象によって、燃料被覆管が影響を受け、破損するおそれがある旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（１）イ、ウ一が、前記（一２（二）（２））のとおり、平常運転時における燃料の単位長さ当たりの発熱量一線出力密度）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、本件原子炉施設には、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策が施されていること、前記一一２（二）（２）一の事実に、乙二、三、四、三０１、２、三一、三二及び証人ａの証言を総合すれば、本件原子炉においては、かような燃料ペレットの変形の事実を前提にした上、燃料ペレットの変形に基づく燃料被覆管の局所的な歪みによる損傷を減少させる対策として、短尺チャンファ付ペレットを使用し、強度及び延性の点で優れたジルカロイー２を燃料被覆管材としていること、燃料ペレットと燃料被覆管との間に〇・二三ミリメートルの間隔が設けられているが、右間隔は、熱膨張と照射スウェリングによって燃料被覆管に過大な歪みが生じないように定められたものであり、燃料ペレットの膨張等に備えていること、その上で、燃料被覆管の歪みの限界を、燃料ペレットと燃料被覆管の間隔と照射された試料についての試験結果から安全と判断された一パーセントとしていることが認められ、右の諸点に鑑みれば、原告らの右主張は失当である。（３）　原告らは、燃料被覆管は、中性子等の照射によって、耐力、張力等の強度が増加する反面、延性が著しく減少するため、燃料被覆管の脆性破壊（塑性変形を伴わない破壊）の原因となる旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（２）ア）が、前記（（一））のとおり、燃料被覆管の部材として昀適とされ、安全面においても実績のあるジルカロイー２が使用されているから、原告らの右主張は失当である。
（４）　原告らは、燃料の燃焼の進行とともに冷却材圧力を受け、徐々に燃料被覆管の外径が減少するクリープ現象によって、燃料被覆管は細く変形し、ついには延性破壊（塑性変形後の破壊）の原因となる旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（２）イ）が、乙二、三、三〇２、三一、三二及び証人ａの証言によれば、沸騰水型原子炉における燃料被覆管は、クリープを考えても、外圧によって挫屈を起こすことがないよう燃料被覆管の肉厚対半径比を十分大きくするとともに、製造時に燃料被覆管の偏平率を小さく抑えており、過去の実績でもクリープ圧潰を起こしたことがないこと、本件原子炉のような八行八列配列の燃料の場合、従来の七行七列配列の燃料より肉厚対半径比を大きくし、クリープ圧潰に対する余裕が大きくなっていることが認められ、右の諸点に鑑みれば、原告らの右主張は失当である。（５）　原告らは、長尺の細い管である燃料被覆管の一部に楕円状のものが混じることは避けられず、こうした楕円状の燃料被覆管は、管内外の圧力差等の力学的作用によって楕円度を進行させ、ひいては燃料棒の座屈損傷の原因となる旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（２）ウ）が、前記（（一））のとおり、燃料被覆管の部材として昀適とされ、安全面においても実績のあるジルカロイー２が使用されているから、原告らの右主張は失当である。
（６）　原告らは、燃料被覆管が、冷却材や核分裂生成物等によって腐食し、その進行、拡大によって、腐食疲労、応力腐食割れ等の現象を引き起こす旨主張する（第六節第二款第二の二３（ヨ）（２）エ）が、前記（（一））のとおり、燃料被覆管の部材として耐食性に優れ、安全面においても実績のあるジルカロイー２が使用されているから、原告らの右主張は失当である。
（７）　原告らは、燃料棒とスぺーサが接触し、擦れあって生ずるフレッティング腐食によって燃料被覆管が損傷するおそれがある旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（２）オ）が、乙二によれば、沸騰水型原子炉に用いられているスペーサは、過度なフレッティング腐食を起こさないことが実験及び照射実験で確認されていることが認められるから、原告らの右主張は失当である。（８）　原告らは、燃料棒の膨張がスペーサにより拘束されることによって燃料被覆管が屈曲するおそれがある旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（２）オ）が、乙二によれば、本件原子炉の燃料棒は、上部タイプレート、下部タイプレート及びスペーサにより、水平方向の変位が抑えられているが、熱膨張もしくは照射成長による軸方向の伸びは、上部タイプレートを通して自由に逃げられるようになっており、スペーサは、右軸方向の伸びを拘束し、曲がりを発生させることのないようにその接触圧を考慮していることが認められるから、原告らの右主張は失当である。
（９）　原告らは、炉心燃料部における圧力損失や不安定圧力により燃料棒が過熱して破損するおそれのある旨主張する（第六節第二款第二の二３（一）（２）オ）が、前記（（一））のとおり、燃料被覆管の部材として昀適とされ、安全面においても実績のあるジルカロイー２が使用されているから、原告らの右主張は失当である。


（三）　多発する燃料棒事故と対策の遅れに関する主張について原告らは、燃料棒、燃料集合体について、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（第六節第二款第二の二３（二））。（１）　燃料棒に関する原告ら主張の事象例のうち、敦賀原発一号炉及び福島第一原発一号炉の燃料集合体にピンホールやひび割れが発生したことがあることは当事者間に争いがないところ、前記（（二）（２））の事実に、乙二、三〇２、三一、三二及び七八を総合すれば、このようなピンホールや、ひび割れは、燃料ペレットと燃料被覆管との相互作用（ＰＣＩ）や、燃料被覆管内に残留する湿分から発生する水素によって燃料被覆管が脆化するいわゆる水素脆化に起因するものであり、この事実は、本件安全審査当時、既に判明していたこと、本件原子炉においては、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が採られたこと、燃料棒の製造工程で、燃料被覆管の水素化による損傷が生じないように、燃料棒内の水分を十分低く抑えるように管理され、更に、プレナム部にゲッターと呼ばれる水分と反応しやすい物質を入れ、燃料被覆管の水素化を抑える工夫がなされていることが認められるから、本件原子炉においては、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になされているというべきであり、原告らの主張する右各事象の存在が本件安全審査の結果に影響を与えるものとはいえない。
（２）　燃料棒に関する原告ら主張の事象例のうち、右（１）以外のものは、いずれも加圧水型原子炉において発生したものであり（乙九及び弁論の全趣旨によって認められる。〕、本件原子炉のような沸騰水型原子炉において、炉心燃料部の健全性が確保されていることは、前記（（一）及び（二））のとおりであるから、原告らの主張する右各事象の存在が本件安全審査の結果に影響を与えるものとはいえない。
したがって、原告らの右主張は失当である。
（四）　冷却材喪失事故時における炉心燃料部の健全性に関する主張について（１）　原告らは、圧力バウンダリを構成する機器の破損、配管の破断等によって引き起こされる冷却材喪失事故が避けられない旨主張する（第六節第二款第二の二４（一））。
しかしながら、本件原子炉施設には、異常発生防止対策、異常拡大防止対策及び放射性物質異常放出防止対策が講じられており、それらによって、災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないことは、前記（一）のとおりであるから、圧力バウンダリを構成する機器の破損、配管の破断等によって引き起こされる冷却材喪失事故が避けられないという原告らの主張は、それ自体失当であるというべきである。
（２）　本件安全審査においては、前記（一２（四）（３））のとおり、放射性物質異常放出防止対策として本件原子炉に設置された安全防護設備等の設計の総合的な妥当性の解析評価を行い、その中で、あえて放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態として、冷却材喪失事故の発生を想定した場合の事故解析を行っているが、原告らは、冷却材喪失事故が発生した場合、本件原子炉の燃料被覆管が破裂し、炉心崩壊の危険性があるから、右解析評価は不合理である旨主張する（第六節第二款第二の二４（二））。
しかしながら、前記（一２（三）（３））の事実に、乙二、三、四及び証人ａの証言を総合すれば、本件安全審査においては、冷却材喪失事故の解析評価に当たり、（１）圧力容器に接続されている配管のうち、冷却材の喪失量が昀大となり、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こと、（２）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こと、（３）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）が起こることを仮定したとしても、本件原子炉について、（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、燃料の冷却は確保されること、（２）破断した配管から放出される冷却材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ナ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）以下に抑えられることの各事実が確認され、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ことが認められ、右諸点に鑑みれば、右冷却材喪失事故に関する本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
２　圧力バウンダリに関する主張について
（一）　圧力容器の中性子による脆化に関する主張について（１）　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、安全が確保されているとはいえない旨主張する（第六節第二款第二の三１）。


前記（一２（二）（３））の事実に、乙二、三、四、一九、七九１ないし４、八〇１ないし４、八二１ないし５、八三１ないし５及び証人ａの証言を総合すれば、金属材料は、使用温度がある温度（脆性遷移温度）より下がると、急激に強さが減少し、もろくなる脆性遷移現象が生じること、脆性遷移温度は通常かなり低く、実用上の使用温度範囲には入らないが、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、この脆性遷移温度が上昇する中性子照射脆化が起こること、中性子照射脆化に起因する脆性遷移温度の上昇は、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と、以上のような中性子照射脆化のメカニズムは、本件安全審査当時、既に解明されていたこと、本件原子炉においては、圧力容器の材料に、焼入れ、焼戻しの熱処理を施し、不純物の含有量を非常に少なくして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）」が使用され、中性子照射による脆性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いること、その上で、本件安全審査においては、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こと、原告らの主張する米国オークリッジ国立研究所の報告は、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木型原子炉について解析をした場合に圧力容器の脆性破壊が問題となり得る旨指摘したものであり、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く、本件原子炉の圧力容器に直接当てはまるものではないことが認められ、右の諸点に鑑みれば、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（２）　原告らは、わずかな試験片の変化を監視しただけでは、分厚い圧力容器材の脆化を評価することはできず、かかる不確かな検査方法では圧力容器の健全性の維持確保はなし得ない旨主張する（第六節第二款第二の三１）が、前記（一２（二）（３））の事実に、乙三、四及び八一を総合すれば、本件原子炉の圧力容器構造材の監視は、社団法人日本電気協会で規程する電気技術規程（原子力編）ＪＥＡＣＩ四二〇五－一九七〇（原子炉構造材の監視試験方法）に従い、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監視試験片を圧力容器の内側に取り付け、圧力容器と同様な条件で照射し定期的に取り出して試験を行うこと、本件安全審査においては、その上でそのような試験方法を是認していることが認められ、この点に、前記（一２（二）（３））のとおり、本件原子炉の圧力容器について脆性破壊を防止する対策が講じられていることを考え合わせると、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（二）　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（第六節第二款第二の三２）。乙三三ないし三五によれば、応力腐食割れは、（１）金属材料に耐食性をもたらしているクロムが、溶接時の加熱によってその金属材料中の炭素と結合し、クロム炭化物として析出することにより、その付近に部分的なクロム欠乏部が生じ、金属材料の耐食性が低下すること、（２）原子炉施設の運転に伴い発生する内圧や熱荷重等による引張応力に、溶接による残留応力が加わって、材料に過度の引張応力が存在していること、及び（３）冷却材等の溶存酸素濃度が高いなど冷却材が腐食環境にあること、の三つの条件が重畳した場合にのみ発生すること、したがって、（１）材料として、炭素含有量の低い低炭素ステンレス鋼等を用いること、（２）溶接時の人熱量を減らす等適切な溶接方法ないしは溶接管理を行うことによって、金属材料の鋭敏化や残留応力の低減を図ること、（３）原子炉の停止時には冷却材中の溶存酸素濃度が高くなるので、その起動時に冷却材中の溶存酸素濃度を低減するような運転を行うことなどの対策を講じることによって、右応力腐食割れは、その発生を十分防止できることが認められる。
以上の事実によれば、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り、前記（第二章第一の二）のとおり、原子炉設置許可の段階の安全審査においては、当該原子炉の基本設計の安全性に関わ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から、本件安全審査において応力腐食割れの防止対策が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（福島第二原発昀高裁判決参照）。
（三）　疲労破壊、応力集中に関する主張について


原告らは、疲労破壊、応力集中によって圧力バウンダリが破壊されるおそれがある旨主張する（第六節第二款第二の三３）が、前記（一２（二）（３））の事実に、乙二、三、四及び一九を総合すれば、本件原子炉の圧力バウンダリ等は、平常運転時、運転時の異常な過渡変化時、保修時、試験時及び事故時に発生する応力に対して、脆性的挙動及び急速な伝播型破断の防止の観点から、応力解析、疲労解析等を行うとともに、使用材料の管理、使用圧力・温度の制限及び供用期間中の監視を考慮した設計がなされていること、原子炉の運転開始後、圧力バウンダリの健全性を確認するため、定期的に供用期間中検査が行えるよう、機器、配管等の設計にあたっては、検査箇所へ検査機器等が接近できろように機器、配管等の配置が考慮されていること、本件原子炉の圧力バウンダリ等の試験、検査として、使用前に電気事業法等で定められた使用前検査、供用中に日本電気協会で規程する電気技術規程（原子力編）ＪＥＡＣ－四二〇五－一九七四「原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中検査」に基づく検査、逃がし安全弁の設定点の確認等を実施し、その健全性が確認され、その上で、本件安全審査においては、本件原子炉施設の圧力バウンダリの健全性が維持されると判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれば、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（四）　解析による設計に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の圧力容器の設計は、詳細応力解析による設計に従ってなされているところ、温度変化の計算、温度差による応力の発生とその解析、疲労の検討等の基準は、すべて設計者に委ねられており、特に炉心スプレイノズル二本、給水ノズルは、熱伝達理論が十分把握されていないから、圧力容器は安全性が確保されているとはいえない旨主張し（第六節第二款第二の三４）、甲一八二及び証人ｏの証言中にはこれに副う供述部分もあるが、前記（一２（二）（３）、３）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設の圧力バウンダリが、その基本設計において、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のであるから、原告らの右主張は失当である。
（五）　事前検知に関する主張について
原告らは、本件安全審査において確認された検査方法には限界があり、信頼に値しない旨主張する（第六節第二款第二の三５）が、原子炉の運転開始後、圧力バウンダリの健全性を確認するため、定期的に供用期間中検査が行えるよう、機器、配管等の設計にあたっては、検査箇所へ検査機器等が接近できるように機器、配管等の配置が考慮されていること、本件原子炉の圧力バウンダリ等については、使用前に電気事業法等で定められた使用前検査、供用中に日本電気協会で規程する電気技術規程（原子力編）ＪＥＡＣ－四二〇五－一九七四「原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中検査」に基づく検査、逃がし安全弁の設定点の確認等が実施され、その健全性が確認されることは、前記（二２（一））のとおりであり、その上で、本件安全審査においては、前記（一２（二）（３））のとおり、本件原子炉の圧力バウンダリの健全性が維持されると判断されたことを考え合わせると、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
３　制御棒駆動系の信頼性に関する主張について
原告らは、本件原子炉の制御棒ないしは同駆動系の信頼性が欠ける旨主張する（第六節第二款第二の四）が、乙二、三、八四１ないし４、八八１ないし４によれば、本件原子炉においては、制御棒及び同駆動系について、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、十分なスクラム信頼性を有していること、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いること、ＮＲＣは、一九八一年（昭和五六年）八月、沸騰水型原子炉の制御棒駆動水圧系スクラム排出系配管が破断する可能性は極めて低い旨の報告を行ったこと、本件原子炉施設における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ること、その上で、本件安全審査においては、本件原子炉の制御棒駆動系に十分な信頼性があると判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれば、本件安全審査の右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
４　ＥＣＣＳに関する主張について


（一）　ＥＣＣＳの性能の実証性に関する主張について原告らは、ＥＣＣＳに関し、その性能が実証されていない旨主張する（第六節第二款第二の五２）が、前記（一２（四））の事実に、乙二、三、四、一九、五六１ないし３、八五１、２、八九１、２、証人ａの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、本件原子炉のＥＣＣＳの性能を評価するに当たっては、解析モデルを用いて設備等の性能評価を行う方法が採られたこと、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、かような方法が有効、かつ合理的なものとされていること、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ものであること、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たこと、その上で、本件安全審査においては、本件原子炉のＥＣＣＳが確実に所期の機能を発揮し得るものと判断されたこと、米国アイダホ州の国立原子炉試験所で行われた加圧水型原子炉におけるＥＣＣＳのセミスケール実験は、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ること、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こと、沸騰水型原子炉においても、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なされ、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こと、平成三年二月九日、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の際には、ＥＣＣＳが設計とおりに作動し、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認められ、右の諸点に鑑みれば、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（二）　ポンプ、弁等の故障に関する主張について
原告らは、ＥＣＣＳは、弁、ポンプの故障、配管のひび割れ、非常用電源としてのディーゼル発電機の不作動、計測制御系の故障等によって作動しない可能性がある旨主張する（第六節第二款第二の五３）が、前記（一２（四）、二４（一））の事実に、乙二、三、四、証人ａの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、ＥＣＣＳは、弁、ポンプ、配管、非常用のディーゼル発電機、計測制御装置等によって構成され、ＥＣＣＳ起動信号が発せられると、ポンプが自動的に起動して水源であるサブレッション・プール等の水を炉心に注水するという、構造上、動作上単純な設備であること、製造時には厳重な品質管理の下に製造されること、ＥＣＣＳは、種々の故障を想定し、多重性を有するように設計されていること、ＥＣＣＳは、定期的な試験、検査を実施できるように設計されていること、その上で、本件安全審査においては、本件原子炉のＥＣＣＳが確実に所期の機能を発揮し得るものと判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれば、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（三）　ＥＣＣＳ安全評価指針に関する主張について
原告らは、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（第六節第二款第二の五４）。
（１）　ＥＣＣＳ安全評価指針の妥当性


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、（１）燃料被覆管温度の計算値の昀高値は、摂氏一二〇〇度以下でなければならない（基準の）、（２）燃料被覆管の全酸化量の計算値は、酸化前の燃料被覆管の厚さの一五パーセント以下でなければならない（基準（２））、（３）炉心で、燃料被覆管が水と反応して発生する水素の量は、格納容器の健全性を確保するために十分低くなければならない（基準（３））、（４）炉心形状の変化を考慮して、長半減期核種の崩壊熱の除去が長期間にわたって行われることが可能でなければならない）基準（４））との四項目が示されていることは、当事者間に争いがない。原告らは、ＥＣＣＳ安全評価指針について、（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（第六節第二款第二の五４（一））が、乙一一及び弁論の全趣旨によれば、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による冷却材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こと、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基準の及び（２）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こと、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に入れて右判断基準への適合性を評価すれば足りるとされていること、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から、酸化量及び温度に係る基準は、脆化に対する基準と評価できるとされていること、格納容器内の水素の濃度は、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、基準（３）で十分合目的的とされていることが認められ、右の諸点に鑑みれば、ＥＣＣＳ安全評価指針が不合理とはいえないから、原告らの右主張は失当である。（２）　本件原子炉施設の同指針適合性
原告らは、（１）燃料棒が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る、（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は指針に適合していない旨主張する（第六節第二款第二の五４（二））。
（１）　右（１）の主張について
乙二、三及び四によれば、本件安全審査においては、中性子照射後の燃料被覆管に関する破裂実験の結果等を科酌した上で、燃料棒の健全性が維持されると判断されたことが認められ、本件安全審査における燃料棒の健全性に関する判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないのは前記一一２、３）のとおりであるから、原告らの右主張は失当である。
（２）　右（２）の主張について
前記（一２（二）（２）、二２）のとおり、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上に、本件安全審査における燃料棒の健全性に関する判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないのは前記（一２、３）のとおりであるから、原告らの右主張は失当である。
（３）　右（３）の主張について
乙八六及び八七によれば、日本原子力研究所が、昭和五八年に実施した実験の結果、燃料被覆管の内面酸化と外面酸化を合わせた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以下でなければならないとするＥＣＣＳ安全評価指針の基準値が安全側に設定されたものであると確認されたことが認められ、また、前記（１（四）（２））のとおり、事故解析の結果、冷却材喪失事故時においても、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、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、燃料の冷却は確保されると判断されたことを考え合わせると、原告らの右主張は失当である（なお、原告らは、内面酸化は外面酸化より四倍多く進行する旨主張するが、これを認めるに足りる証拠はない。）。
５　計測制御システムの欠陥に関する主張について


原告らは、米国及び我が国における計測制御システムの故障例を指摘した上で、原子炉における各種制御システムは未完成の技術分野であり、信頼性も欠如している旨主張する（第六節第二款第二の六）が、前記（一２（三）、（四））のとおり、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原子炉出力制御設備、安全保護設備等の制御装置については、十分な性能、強度等を有するように設計され、異常の発生を早期、かつ確実に検知するために、燃料被覆管の損傷を検知するために冷却材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材の漏洩を検知する漏洩監視装置、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等が確認された結果、本件安全審査においては、これらの計測制御システムに十分な信頼性があり、本件原子炉は安定して運転し得るものと判断されたのであり、計測制御システムの基本設計に関する本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
６　格納容器の健全性に関する主張について
（一）　安全設計審査指針が、格納容器バウンダリを、冷却材喪失事故時に圧力障壁となり、かつ、放射性物質の放散に対する障壁を形成するように設計された範囲の施設をいうと定義づけ、機能として、想定される配管破断による冷却材喪失事故に際して、事故後に想定される昀大エネルギー放出によって生じる圧力と温度に耐え、かつ、出入口及び貫通部を含めて所定の漏洩率を超えることがないように働くものと期待し、また、平常運転時、運転時の異常な過渡変化時、保修時、試験時及び事故時において、脆化的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であることを要求していることは当事者間に争いがない。（二）　原告らは、ＥＣＣＳ等の安全防護設備が絶対的に機能し、炉心溶融はあり得ないという前提で行われた本件安全審査の事故解析は不合理であり、かような事故解析を前提として行われた格納容器の健全性についての判断も不合理である旨主張する（第六節第二款第二の七１）が、前記（一２（四））のとおり、本件原子炉に設置される安全防護設備がいずれも確実に所期の機能を発揮し得るものとした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（三）　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（第六節第二款第二の七２）が、乙二、三及び、四によれば、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が設けられ、これらの隔離弁は十分な余裕をもった設計とされていること、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いること、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こと、その上で、本件安全審査においては、格納容器の隔離弁が十分な信頼性を有すると判断されたことが認められ、本件安全審査の右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。（四）　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（第六節第二款第二の七３）が、乙二、三、四及び弁論の全趣旨によれば、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ことが認められるから、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。
（五）　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、水素爆発等に対して極めて弱い旨主張する（第六節第二款第二の七４）が、前記（一２（四））の事実に、乙二、三、四及び弁論の全趣旨を総合すれば、沸騰水型原子炉の場合には、加圧木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こと、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、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）以下に抑えられること、その上で、本件安全審査においては、本件原子炉の格納容器の健全性が維持されると判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれると、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
７　ボンプ、弁等の健全性に関する主張について
原告らは、多数のポンプ、弁の故障例を指摘した上で、本件原子炉において使用されているポンプ、弁の健全性が欠如している旨主張する（第六節第二款第二の八）ところ、原告らの主張するポンプ、弁の故障事例の発生については当事者間に争いがない。しかしながら、ポンプ、弁を重要な要素とする本件原子炉のＥＣＣＳが所期の機能を発揮し得るものとした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないことは前記（４）のとおりであり、更に、前記（一２）の事実に、乙二、三、四及び証人ａの証言を総合すれば、主蒸気系の安全弁については、構造の簡単で信頼が高く、開閉動作について電源を一切必要としないバネ式のものが使用されていること、復水ポンプは、低圧復水ポンプ、高圧復水ポンプがそれぞれ三台設置され、各一台が予備ポンプとされていること、原子炉給水ポンプは、常用の二台のポンプのほかに二台の予備ポンプが設けられていること、原子炉冷却材浄化系、残留熱除去系及び原子炉隔離時冷却材を構成するポンプは、定期的に検査されて健全性が確認されること、その上で、本件安全審査においては、本件原子炉において使用されるポンプ、弁の健全性が維持されると判断されたことが認められ、また、原告らの主張するポンプ、弁に関する故障事例の発生が直ちに右判断に影響を及ぼすともいえないから、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められず、原告らの右主張は失当である。
８　我が国における故障等に関する主張について
（一）　敦賀原発一号炉における事故例


（１）　給水加熱器からの冷却材漏出事故
昭和五六年一月一〇日、敦賀原発一号炉（沸騰水型原子炉）の冷却材系Ｂ系列第四給水加熱器胴体部分の溶接部分に生じたひび割れから放射性物質が漏洩したこと、同月一四日、漏洩箇所のひび割れ部分に当て板を溶接して補修したこと、同月二四日、再度、右漏洩箇所から放射性物質の漏洩があり、補修をしたことは当事者間に争いがなく、右争いのない事実に、乙三九ないし四二及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。
ア　昭和五六年一月一〇日午後七時三〇分から午後八時三〇分ころにかけての運転員の巡視の際、Ｂ系統第四給水加熱器の胴体部分下部からドレン水（給水を加熱した蒸気が凝縮する等により胴体内下部に溜まった温水で、復水器に戻されるもの。）が数秒間に一滴程度漏洩しているのが発見された。この小漏洩の原因は、胴体部分の昀終溶接線近傍に発生したひび割れによるものであることが確認され、同月一四日一八時から翌一五日一時三〇分ころにかけて、応急の保修作業として、漏洩箇所に当て板を溶接する作業が実施された。
イ　同月二四日午後三時から午後四時ころにかけての運転員の巡視の際に、右漏洩箇所付近から同程度の漏洩が発見された。右漏洩の原因は、当て板溶接部の近傍に発生した新たなひび割れによるものであることが確認され、同月二八日一五時から一七時ころにかけて、応急の保修作業としてコーキング♀たがねと金槌によりひび割れ周辺部を叩き、ひび割れを圧縮することにより漏れ止めを行うこと。一が実施された。
ウ　その後、右漏洩の原因は、給水加熱器胴体部分溶接部が二度にわたり溶接されたことから、二度目の溶接に際し、その溶接部に一度目の溶接部との関係において胴体内面に応力集中を生じやすい切り欠き状の溝等が生じ、その結果、ひび割れが発生したためであることが判明した。
以上認定した事実によれば、敦賀原発一号炉における右ドレン水漏洩事故は、右給水加熱器製造時における溶接施工上の問題に起因する事象であって、原子炉施設の基本設計に起因するものではないから、右事故は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。
（２）　濃縮廃液貯蔵タンクからの濃縮廃液漏出事故
昭和五六年一月一九日、敦賀原発一号炉の放射性廃棄物処理建家内濃縮廃液貯蔵タンク二基の配管つけ根部分に穴があき、同箇所から放射性廃液が漏洩する事故があったことは、当事者間に争いがないが、その原因は、原子炉施設の運転管理に起因するものであると推認され、原子炉施設の基本設計に起因するものであるとは直ちにはいい難いから、右事故は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。（３）　フィルタースラッジ貯蔵タンクからの放射性廃液漏出事故昭和五六年三月七日ころ、放射性廃棄物処理旧建家内のフィルタースラッジ貯蔵タンクから放射性廃液がオーヴァーフローし、同建家内に流出したこと、廃液の一部が洗濯廃液濾過装置室床下にある一般排水路に漏出したことは、当事者間に争いがなく、右争いのない事実に、乙三九ないし四二及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。
ア　敦賀原発一号炉にわいては、昭和五六年三月七日午後八時二〇分ころから、フィルタースラッジをサージタンクから貯蔵タンクに移送する作業が行われ、右移送作業の終了後の同日午後九時三五分ころ、移送配管の洗浄作業が開始された。ところが、右洗浄作業を担当していた運転員らは、洗浄作業中であることを忘却し、洗浄系弁の操作スイッチがある廃棄物処理旧建家内の制御盤及び洗浄系弁設置場所から引継のために中央制御室に帰室してしまった。その際、旧建家内の制御盤にある洗浄系弁の開閉状態を示す表示灯は、故障したまま放置されていたため、右洗浄作業に際し、洗浄系弁が開かれたにもかかわらず、洗浄系弁が閉じていることを示す緑色の表示になっていた。その結果、洗浄水は、貯蔵タンクへ流入し続け、右貯蔵タンク、ドレンタンクがいずれもオーヴァーフローし、オーヴァーフローした廃液は、配管を通してサンプに流入し、更にこのサンプから建家の床面に溢れ出た。この聞、廃棄物処理建家内の制御盤における右貯蔵タンクの水位計の異常に気付いた者はいなかった。また、廃棄物処理新建家内の制御盤に示される貯蔵タンク室のサンプに溜まった廃液を回収するサンプポンプの作動状況、サンプの水位が異常に高くなったことを示す警報に気付いた者もいなかった。
イ　貯蔵タンク室においてサンプから床に溢れ出た廃液のほとんどは、更に、建家内の通路を経由して床ドレンファンネルに至り、階下の廃液中和タンクに回収されたが、一部は、隣室の洗濯廃液濾過装置室に流れ込み、同室の内側の壁面に沿って設置された四本の電線管の床埋込み部周辺に生じていた細孔及び同室の壁面に沿って存在する側溝の一部に生じていた微細なひび割れを通して、床下に埋設されていた一般排水路へ漏洩した。同月八日一一時における運転員による巡視によって、漸く廃液の漏洩が発見され、洗浄系弁が閉じられ、廃液漏洩の拡大を防止する措置が講じられた。
ウ　右廃液の廃棄物処理旧建家床面のオーヴァーフロ－量は一四・五ないし一五立方メートル、そのうち回収量は約一四立方メートル、一般排水路への漏洩は約一立方メートルと推定され、右一般排水路への漏洩廃棄物に含まれでいた放射性物質の量は、十数ミリキュリーから数十ミリキュリーと推定されている。以上認定した事実によれば、敦賀原発一号炉における右放射性廃液漏洩事故の主要な原因は、（１）運転員が洗浄系弁を閉め忘れたこと、（２）運転員が貯蔵タンクの水位の異常を看過したこと、（２）運転員がサンプボンプの作動を示す表示やサンプの水位の異常を示す警報を看過したこと、（３）洗濯廃液濾過装置室の床にひび割れ等があったことということができ、いずれも、原子炉の運転ないし管理に起因するものであり、原子炉施設の基本設計に起因するものではないから、右事故は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。
（二）　本件原子炉施設における事故例


昭和六〇年五月三一日、本件原子炉施設のタービン建家地下二階にある復水器Ｂ系統の循環水配管から約七トンの海水が放射線管理区域である同建家内に漏洩する事故が発生したこと、復水器入口循環水配管の外面に取り付けられている吊リピースの取付け隅肉溶接部と管壁との境界部に貫通孔があり、管壁の外面で径約二センチメートル、内面で径約七・五センチメートルと円錐状に欠損していたことは、当事者間に争いがなく、右争いのない事実に、乙九〇を総合すれば、以下の事実を認めることができる。
（１）　昭和六〇年五月三一日午後一時三〇分ころ、本件原子炉施設においては、電気出力一一〇万キロワットの定格出力で試運転が行われていたところ、タービン建家地下二階の床に海水が漏洩したことが漏洩検出器により検知され、直ちに調査したところ、循環水系配管のうちの一系統の配管で復水器に入る前の箇所から海水が漏洩していることが確認された。
（２）　右事故は、循環水系配管内面に腐食防止の目的で塗られていたタールエポキシ樹脂の塗膜の一部が、当該配管に仮設されていた鋼製補強材を配管据付け後に撤去する際、作業に伴う熱の影響を受けたため、本来であれば、熱の影響を受けた塗膜を完全に除去した上で、新たにタールエポキシ樹脂を塗るべきところ、その除去が不完全なままで重ね塗りがなされた結果、塗膜の一部が剥離し、配管内面が直接海水にさらされた結果、腐食して穴があいたために発生したものであった。以上認定した事実によれば、本件原子炉施設における右海水漏洩事故は、塗装方法の不備という本件原子炉施設の具体的な施工管理に起因するものであり、原子炉施設の基本設計に起因するものではないから、右事故は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。
（三）　福島第二原発三号炉における事故例
昭和六四年一月、福島第二原発三号炉（沸騰水型原子炉）の再循環ポンプに異常振動が発生したことは当事者間に争いがなく、右争いのない事実に甲一五一１ないし１１、一七九８、一八二、一八九１ないし９、乙五五１ないし３、五七１ないし３、証人ｏ、同ｐの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。
（１）　昭和六四年一月一日午後七時ころ、福島第二原発三号炉の再循環ポンプに異常振動が発生し、ポンプ回転軸の振動計が振り切れ、警報が鳴った。運転員は、出力を下げて運転を継続したが、その後も振動は続き、同月六日、再び、振動計の警報装置が作動し、運転員は更に出力を下げたが、回復せず、同日午後、翌日に予定した定期検査のため、原子炉を停止した。
（２）　右異常振動の原因が調査された結果、再循環ポンプ内部の回転軸を支える直径一メートル、重さ一〇〇キログラムの水中軸受リングが割れて脱落し、一部が下にあった羽根車に当たり、羽根車も長さ四四センチメートル、幅八センチメートルにわたって破壊され、更に、水中軸受リングを支えていたボルトや座金も破損し、金属片が燃料棒や圧力容器内各部に金属粉となって付着していることが判明した。
（３）　右再循環ポンプ損傷は、水中軸受リングの共振と水中軸受リングの溶接が不十分であったことが原因であり、水中軸受リングの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、右損傷を防止することができた。以上認定した事実によれば、右再循環ポンプ損傷事故は、溶接方法の不備という原子炉施設の具体的な施工管理に起因するものであり、原子炉施設の基本設計に起因するものではないから、右事故は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。
（四）　美浜原発二号炉における事故例
平成三年二月九日、美浜原発二号炉（加圧水型原子炉）の蒸気発生器伝熱管が損傷したことは当事者間に争いがなく、右争いのない事実に甲一九〇、一九二、一九三、一九八、乙五六１ないし３、証人ｏ、同ｐの各証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、平成三年二月九日午後〇時一六分、美浜原発二号炉の蒸気発生器ブローダウン水モニターの指示値が「注意信号」を発し、同日午後一時四〇分ころから原子炉圧力が急降下し、放射線高のアラームが鳴ったこと、運転員らは、原子炉停止作業に掛かろうとしたところ、原子炉圧力が一六〇気圧から一〇〇気圧まで一気に下がり、原子炉はスクラム状態となって、ＥＣＣＳ高圧注入系が作動したこと、運転員らは、蒸気発生器伝熱管の破断に気付き、破断した蒸気発生器の隔離を行うなどの措置を講じたが、同日午後二時四八分、二次冷却系側への水抜けが止まるまでに一次系から二次系に約五五トンの冷却材が流出したことを認めることができる。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故では、加圧器逃し弁が故障していたため、ＥＣＣＳが十分に機能しなかった旨主張する（第六節第二款第二の九１（四）（２）エ）が、乙五六１ないし３によれば、再現解析の結果によって、右事象においでは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たこと、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なかったことが認められるから、ＥＣＣＳはその機能を発揮したというべきであり、また、原告らは、蒸気発生器の安全審査の不備等にも縷々言及するが、美浜原発二号炉が本件原子炉とは異なって加圧水型原子炉であることに鑑みると、美浜原発二号炉における右蒸気発生器伝熱管損傷事故の発生が、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。
９　ＴＭＩ事故に関する主張について
（一）　ＴＭＩ事故の経過


原告らの主張の第六節第二款第二の九２（一）（１）ないし（３）、（４）のうち、二分二秒後、炉内圧力低下により、ＥＣＣＳの一つである高圧注入系が自動起動し、原子炉内に注水を開始したこと、運転員は、圧力調整が不能となることを恐れ、手動でポンプを停止し、流量を絞ったこと、（７）のうち、原子炉の炉心が損傷したこと、（８）のうち、二時間二〇分後、運転員は、加圧器逃し弁の開放固着に気付き、加圧器逃し弁の元弁を手動で閉じたこと、（１２）のうち、希ガスの環境への放出量が約二五〇万キュリーと報告されていること、（１３）のうち、ヨウ素一三一の環境への放出量が約一五キュリーと報告されていることは当事者間に争いがなく、右争いのない事実に、甲二、五、二七ないし二九、乙九、四三、四四１、２、証人ａ、同ｐの各証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。
（１）　ＴＭＩ二号炉は、電気出力九五万九〇〇〇キロワットの加圧水型原子炉であり、昭和五三年一二月営業運転を開始し、同五四年三月二八日にＴＭＩ事故を起こした。
（２）　ＴＭＩ二号炉においては、ＴＭＩ事故前から、次のような運転がなされていた。
ア　加圧器逃し弁又は安全弁から毎時約一・四立方メートルもの一次冷却材が漏洩し、そのため、右各弁の出口配管温度が摂氏八二度以上を示していたにもかかわらず、何らの措置も採られず、長期間運転が継続されていた。イ　主給水喪失時に直ちに蒸気発生器に給水し、一次冷却系の除熱をするために設けられていた補助給水系の補助給水ポンプの出口側の弁二個が、いずれも閉じられたままの状態で運転された。
ウ　ＥＣＣＳの不必要な起動がＴＭＩ事故前までに四回もあり、それによる様々なトラブルが生じていたこともあって、運転員は、ＥＣＣＳの起動信号が発信した時は直ちにこの起動信号を切り、すぐに手動操作に移れるように指示されていた。（３）　事故の直前、ＴＭＩ二号炉は、定格の約九七パーセントの出力で運転されていたところ、事故の約一一時間前から、二次冷却系の脱塩塔からイオン交換樹脂を再生するための移送作業が行われていたが、この移送配管に樹脂が詰まったため、移送作業が難航していた。そして、昭和五四年三月二八日午前四時三七秒、主給水ポンプ二台が突然いずれも停止し、はと人と同時にタービンが停止した。右主給水ポンプの停止の原因は、樹脂移送用の水が弁等を制御する計装用空気系に混入し、脱塩塔出入口の弁が閉じたためであると推定されている。（４）　蒸気発生器への給水が停止したため、直ちに補助給水系の補助給水ポンプがすべて自動的に起動したが、本来開けられているべき補助給水ポンプの出口側の弁が閉じられたままの状態で運転されていたため、蒸気発生器における一次冷却系の除熱能力が失われ、一次冷却系においては、温度、圧力が急速に上昇し、主給ポンプ停止後三秒（以下、経過時間は主給ポンプ停止後の時間をいう。）には、加圧器逃し弁が開き、蒸気と熱水が格納容器ドレンタンクに流入した。そして、八秒後には、原子炉緊急停止装置が作動して、原子炉が自動停止した。（５）　右の加圧器逃し弁の開放及び原子炉停止によって、一次冷却系の圧力は急速に低下し、加圧器逃し弁が閉止すべき圧力以下に低下したが、加圧器逃し弁は、開放状態のまま固着して閉止しなかった。しかし、中央制御室における右弁の開閉表示は、右弁の開閉状態を直接検出してこれを表示するものではなく、弁の開閉を指示する電気信号の状態を間接的に表示する方式のものであったため、現実には、弁が開放固着していたにもかかわらず、「閉」の状態を表示した結果、運転員は、右の表示を見て、設計とおり右弁が閉止したものと判断した。ところが、現実には加圧器逃し弁は、閉止しなかったなめ、一次冷却材が右弁から流出し、小破断冷却材喪失事故の状態となった。
（６）　一方、二次冷却系では、前記主給水ポンプ停止により、補助給水ポンプ三台がすべて設計どおり自動起動したが、前記（４）のとおり、本来開かれているべき補助給水ポンプの出口側の弁二個が閉じられていたので、蒸気発生器に二次冷却材を注入することができなかつな。このため、約二分には、蒸気発生器の二次側の水はほとんど蒸発してしまい、蒸気発生器による除熱能力は急速に低下した。しかし、八分に、運転員が右弁が閉じられていることに気付き、これを開いたため、蒸気発生器の除熱能力は回復した。
（７）　その間、一次冷却系においては、一次冷却材の流出が続いたため、圧力が低下し、二分二秒後には、ＥＣＣＳの一つである高圧注水系のポンプ二台が設計どおり自動起動し、原子炉内に注水を開始した。ところが、前記（６）のとおり、蒸気発生器の除熱能力が低下していたため、一次冷却材が局所的に沸騰し、発生した蒸気泡が冷却材を押し上げ、加圧器の水位を上昇させた。そのため、加圧器水位計の表示上、一見、一次冷却材の量が増加したかの如き現象を呈した。これを見た運転員は、常々加圧器を満水にして圧力制御不能になる状態を回避するように教育されていたため、四分三〇秒に、高圧注水ポンプ一台を停止し、残りの一台の流量を昀低限にまで絞り、加圧器水位の上昇を抑えるために、抽出量を昀大にし、一次冷却材量が減少しているのに、これを補給せず、かえって減少させる操作を行った（これらの措置が採られずに、高圧注水系を作動させておけば、事故はこれ以上発展せず終息していた。）。ところが、加圧器水位計上は、水位の上昇を示し、五分五一秒には振り切れ、六分には加圧器が満水状態を示していた。（８）　加圧器逃し弁から流出した一次冷却材は、一次冷却材ドレンタンクに流入したため、同タンクの圧力が上昇を続け、一五分二七秒には、同タンクのラプチャーディスクが破壊され、一次冷却材は格納容器サンプへと流出した。ところが、格納容器の隔離がなされなかったため、この水は、更に、サンプポンプにより補助建家の放射性廃棄物貯蔵タンクに移送された。


（９）　一次冷却材の喪失が更に進行した結果、蒸気泡が増加し、このため、冷却材ポンプの振動が激しくなり、運転員は、右ポンプの破損を防止するため、やむを得す、四台の右ポンプを、一時間一三分から一時間四一分にかけて、順次停止させた。このため、冷却材の流れが止まり、これによる冷却機能が失われるとともに、水と蒸気が分離し、その直後から炉心上部が蒸気中に露出し始めな。（１０）　運転員は、二時間二〇分になって、初めて加圧器逃し弁の開放固着に気付き、同弁の元弁を閉じたが、依然として高圧注水ポンプを全開にして冷却材を注入することをしなかった。このころには既に、炉心は上部約三分の二が露出したと推定され、露出した燃料棒は温度が上昇し、重大な損傷が生じて大量の放射性物質が一次冷却系に放出された。また、燃料被覆管と蒸気が反応して大量の水素が発生した。
（１１）　三時間二〇分には、短時間ではあったが、高圧注水ポンプが起動され、炉心は再び冠水したが、注水時の急冷により、炉心のかなりの部分の形状が変形、崩壊した。
（１２）　この間、事故発生直後から警報が次々と出され、その数は一〇〇を超えたが、警報の内容を打ち出すプリンターの速度が情報に追いつかず、遅れ出し、情報の遅れは、二時間三九分には約一時間半にも達したため、運転員は、一時間一三分以降の情報を捨て、二時間四七分からプリンターの使用をした。しかし、その後も情報の遅れが生じ、五時間一七分には再度約一時間半もの遅れに達した。（１３）　炉心内で発生した水素は、運転員が七時間三〇分に減圧のため加圧器逃し弁の元弁を開いたため、格納容器に漏洩し、九時間五〇分に水素爆発が生じたが、格納容器の破壊は生じなかった。
以上認定の事故の経過によれば、主給水ポンプ停止及びタービン停止を炉心損傷にまで拡大させた原因は、第一に、加圧器逃し弁が約二時間二〇分にもわたり開放したままの状態に置かれていたこと、第二に、高圧注水ポンプの流量が約三時間一六分にもわたり昀小限に絞られていたことの二点にあるということができ、これらの点が短時間で解決されていれば、炉心損傷にまで至らなかったということができる。
（二）　ＴＭＩ事故の原因等
原告らは、ＴＭＩ事故が一つ一つの原因を見るとそれ自体さほど重要とはいえない故障、やむを得ない判断の誤りが複雑に作用し、それが発展、拡大して惹き起こされた事故であり、運転員らに過失はなかった旨主張する（第六節第二款第二の九２（二））ので、以下、検討する。
（１）　加圧器逃し弁開放固着状態の放置について
加圧器逃し弁開放固着状態が長時間にわたり継続した要因は、右弁の開放固着状態を長時間にわたり運転員が発見し得なかったことが決定的な要因といわざるを得ないが、前記（（一）（５））のとおり、中央制御室における右弁の開閉表示は、右弁の開閉状態を直接検出してこれを表示するものではなく、弁の開閉を指示する電気信号の状態を間接的に表示する方式のものであったため、現実には、弁が開放固着していたにもかかわらず、「閉」の状態を表示した結果、運転員は、右の表示を見て、設計どおり右弁が閉止したものと判断したものであるから、開閉状態の表示に係る構造上の欠陥と、運転員に対する開閉表示に係る指示の不徹底という運転管理上の問題が、右開放状態の放置の一因となっているというべきである。そこで、右のような誤表示があったにもかかわらず、その表示を信じて、運転員が弁の開放固着に気付かなかったことが、過誤といえるか、更に検討するに、前記（一）の事実に、甲五、二七、二八、乙九、四三、四四１、２、証人ａ、同ｐの各証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、以下の事実を認めることができる。ア　加圧器逃し弁が開き、一次冷却材が流出すると、同弁の出口配管の温度が上昇するところ、同弁の出口配管には温度計が取り付けられ、中央制御室に右温度計の温度が表示されるようになっているので、右温度上昇の表示により、一次冷却材が流出し続けていることが認識できた。運転員は、右弁の出口温度が三〇秒には摂氏一一五度であったものが、二四分五八秒には摂氏一四〇・八度にも達し、これを確認したにもかかわらず、元弁は閉じられず、右温度から弁の開放固着に気付く者はいなかった。運転員は、加圧器逃し弁の出口配管の温度が高いのを見ても異常を察知しなかった原因の一つとして、前記（（一）（２））のとおり、加圧器逃し弁又は安全弁から毎時約一・四立方メートルもの一次冷却材が漏洩し、そのため、右各弁の出口配管温度が摂氏八二度以上を示していたにもかかわらず、何らの措置も採られず、長期間運転が継続されていたというＴＭＩ二号炉の緊急手順書、技術仕様書に違反した平常運転時の運転管理上の過誤があった。イ　加圧器逃し弁から流出する一次冷却材を一時的に収容するために、原子炉格納容器内に設けられている一次冷却材ドレンタンクに一次冷却材が流入すると、同ドレンタンクの水位及び温度が上昇するところ、この水位、温度が中央制御室に表示されるようになっているので、右水位上昇の表示及び温度上昇の表示により、更には、同ドレンタンクのラプチャーディスクの破裂により、一次冷却材が流出し続けていることを認識することができた。
ウ　原子炉格納容器内への漏水等の場合に備えて格納容器底部に設けられているサンプの水位についても、中央制御室に表示されるようになっており、右水位上昇の表示により、一次冷却材が流出し続けているこを認識できた。エ　ＴＭＩ二号炉は、もともと他の原子炉用に設計されたものを、現場の運転員の経験、要望、運転体制等についての固有の事情をほとんど反映しないまま、必要昀小限の設計変更のみを行って流用したものであり、かつ、制御盤、計器、操作器などの大きさ、配置も適切とは言い難く、また、事故発生後短時間に一〇〇を超える警報が出るなどして、運転員の判断を困難ならしめた。オ　ＴＭＩ二号炉では、多数の機器の故障や不具合が放置されたままになっており、このため、制御室内に点灯していた警報が常時五二個を下回ったことがなかった。
カ　ＴＭＩ二号炉には、他の原子炉と同様、′ＮＲＣが認可した技術仕様書があり、これに基づいて運転手順書、緊急手順書及び保守点検手順書（運転規則等）が作成されていたが、これらの整備は十分でなく、かつ、定期的な見直しをされていなかった。緊急手続書の「小破断ＬＯＣＡの徴候」の項は、明らかに矛盾を含んでおり、運転員は、事故中、右項目を参照しなかった。


キ　ＴＭＩ二号炉の運転員に対しては、特に緊急時の訓練が十分でなく、運転員のチームを組んでの訓練もないなど、教育訓練の内容に問題があった。以上の事実によれば、加圧器逃し弁の開放固着が冷却材喪失事故にまで発展したのは、運転員の過誤による誤判断のみならず、表示装置の構造上の欠陥を含む設計上の不備並びに設置者による機器の保守及び運転員に対する教育訓練の不備等の運転管理の不備等が相俟って、右の誤判断の惹起を助長したことに原因があったということができる。
（２）　高圧注水ポンプの流量制限について
前記（（一）（７））のとおり、運転員が高圧注水ポンプを絞ること等により、冷却材喪失を促進させてしまったのは、加圧器水位計が一見、一次冷却材の量が増えたかのように高い水位を表示したため、冷却材喪失はないものと判断したことに起因したものであるが、乙四四１によれば、ＴＭＩ二号炉の緊急手続書では、「高圧注水ポンプを停止するか否かは、加圧器水位が維持され、かつ、一次冷却系の圧力が起動設定値以上であること」にかかっていることと明記されていたが、運転員が高圧注水ポンプのを停止した際には、圧力が右起動設定値を下回っていたことが認められ、運転員の操作に明らかな過誤があったといわざるを得ない。また、前記（（一）（２）、（７））のとおり、ＥＣＣＳの不必要な起動がＴＭＩ事故前までに四回もあり、それによる様々なトラブルが生じていたこともあって、運転員は、ＥＣＣＳの起動信号が発信した時は直ちにこの起動信号を切り、すぐに手動操作に移れるように指示されていたこと、運転員は、常々加圧器を満水にして圧力制御不能になる状態を回避するように教育されていたことなど、安全上の設計の考慮を無視した不適切な指示を受けていたこと、更には、前記（１）エないしキの事情も、右運転員の過誤の要因となっていたと認められる。以上の事実によれば、高圧ポンプの流量制限が冷却材喪失事故にまで発展したのは、運転員の過誤による誤判断のみならず、設置者による機器の保守及び運転員に対する教育訓練の不十分等の運転管理の不備等が相俟って、右の誤判断の惹起を助長したことに原因があったということができる。
したがって、ＴＭＩ事故において、主給水ポンプ停止を炉心損傷にまで発展させた要因は、運転員の誤判断、誤操作並びにその惹起を助長した設計、設置者による機器の保守及び運転員に対する教育訓練の不十分等の運転管理の不備の重畳であったものというのが相当である。
（三）　ＴＭＩ事故と本件安全審査
右のとおり、ＴＭＩ事故において、主給水ポンプ停止を炉心損傷にまで発展させた要因は、運転員の誤判断、誤操作並びにその惹起を助長した設計、設置者による機器の保守及び運転員に対する教育訓練の不十分等の運転管理の不備の重畳であったものというのが相当であり、設計上の問題というべき加圧器逃し弁の開閉表示装置の検知方式、中央制御盤の具体的配列等は、いずれも詳細設計に属する事項と認めるのが相当であること、ＴＭＩ二号炉は加圧木型原子炉であり、沸騰水型原子炉である本件原子炉において、ＴＭＩ事故と同一の経過による事故が生ずることはないことに鑑みると、ＴＭＩ事故の発生は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。
原告らは、ＴＭＩ事故が多重故障事故であることを指摘し、本件安全審査の基準とされた単一故障指針が誤りである旨主張する（第六節第二款第二の九２（三）（２））が、前記（（三））のとおり、ＴＭＩ事故において、主給水ポンプ停止を炉心損傷にまで発展させた要因は、運転員の誤判断、誤操作並びにその惹起を助長した設計、設置者による機器の保守及び運転員に対する教育訓練の不十分等の運転管理の不備の重畳であったというべきであり、安全保護設備及び安全防護設備の故障が重複し、故障が連鎖的に拡大したという事故ではないから、ＴＭＩ事故の発生によって、単一故障指針が誤りであると結論付ける原告らの右主張は失当である。原告らは、ＴＭＩ事故においては、機器の故障に人為的要因が重畳することによって重大な事故が発生したところ、本件安全審査においては、人的要因を考慮した審査を行っていない旨主張する一第六節第二款第二の九２（三）（３））が、原子炉施設のみならず、工学的施設、機器は、一般に、運転者の一定水準以上の技術、能力、それを確保する運転者の教育、訓練等の運転管理が適切に行われることなくして、事故の発生を回避することができないことは、経験則上明らかであるから、そうした一定水準以上の技術、能力があり、それを確保する運転者の教育、訓練等の運転管理がなされることを前提とした原子炉施設の基本設計が不合理とはいえないこと、本件安全審査においては、前記（一２（三）、（四））のとおり、運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析を通じて、本件原子炉施設の安全保護設備及び安全防護設備の設計の総合的な妥当性の解析評価の検討が行われているが、解析評価の対象となった過渡変化及び事故には当然、人為的過誤に起因するものも含まれると考えられることに照らせば、原告らの右主張は失当である。１０　チェルノブイル事故に関する主張について
（一）　チェルノブイル事故の経過
原告らの主張の第六節第二款第二の九３（一）の（１）前段、（二）の（１）ないし（７）の事実は、当事者間に争いがなく、右争いのない事実に甲一八四、一九五、二〇一、乙五〇、五一、証人ａ、同ｐの各証言及び弁論の全趣旨を総合すると、以下の事実を認めることができる。
（１）　チェルノブイル原発四号炉の主要な設計上の特徴は、（１）燃料及び冷却材を収納する縦型の燃料チャンネルを有する炉であり、（２）ジルコニウム被覆管に収納した二酸化ウラン製の燃料棒を円筒状に束ねた燃料集合体を使用しており、（３）燃料チャンネル間には、減速材としての黒鉛ブロックが存在し、（４）タービンに蒸気を直接供給するいわゆる再循環方式の沸騰水型原子炉であるが、この原子炉は、定格出力の約二〇パーセントを下回る状態では、反応度出力係数が正となること、炉心の出力分布を安定させるために複雑な制御システムを必要としていることが問題点とされている。


（２）　チェルノブイル原発四号炉においては、発電所外部の電源が喪失してタービンへの蒸気供給が停止した後、タービン発電機の回転惰性エネルギーがどの程度発電所内の電源需要に応じることができるかという実験を実施することになり、昭和六一年四月二五日午前一時、運転員は、定格熱出力三二〇万キロワットで運転中のチェルノブイル原発四号炉の出力を実験計画に従い七〇ないし一〇〇万キロワットまで低下させる操作にかかった。同日午後一時五分、原子炉出力が定格熱出力の二分の一である一六〇万キロワットとなった状態で、二台あるタービンのうちの一台を送電系統から切り離した。同日午後二時、運転員は、実験中の水位低下に備え、緊急注水を防ぐためにＥＣＣＳの信号回路を解除した。実験計画によれば、出力の低下を更に続ける予定であったが、給電担当者からの要請により、その後、約九時間にわたって原子炉の熱出力が一六〇万キロワットの状態で運転が続けられた。
（３）　同日午後一一時一〇分、運転員は、出力降下の操作を再開したところ、運転員が出力制御系の操作手順を誤ったため、原子炉の熱出力を三万キロワット以下に低下させてしまった。運転員は、熱出力の回復に努め、翌二六日午前一時ころ、原子炉の熱出力を二〇万キロワットにまで回復させたが、キセノンの毒作用の進行等の理由により、これ以上の出力上昇は困難であり、原子炉の熱出力は、実験計画の七〇ないし一〇〇万キロワットより下回っていたが、実験の実施は可能であると判断した。
（４）　同日午前一時三分及び七分、それまで作動していた六台の主循環ポンプに加えて、二台の主循環ポンプを起動させた結果、炉心を通過する冷却材流量が増大し、これによって右炉心内の冷却材に占める蒸気泡の体積割合（ボイド率）が減少するとともに、気水分離器の水位と圧力が低下した。運転員は、原子炉が自動停止してしまうことを懸念し、気水分離器内の蒸気圧と水位に関する安全保護信号をバイパスさせ、同日午前一時一九分、運転員は、気水分離器の水位の低下を防ぐため、気水分離器への給水を増加させたところ、低温の冷却材が気水分離器を介して原子炉内に流入したため、炉心におけるボイド率が減少し、負の反応度が加えられた。そこで、運転員は、正の反応度を加え、原子炉の出力を維持するため、自動制御棒及び手動制御棒を相次いで引き抜き、反応度操作余裕を少なくした。このときの反応度操作余裕は、運転規則で定められている昀小値三〇本相当を大幅に下回る六ないし八本相当の制御捧にまでなっていた。
（５）　同日午前一時二二分ころ、気水分離器の水位が上昇してきたため、運転員は、給水量を急激に低下させ、その結果、炉心に流入する水の温度が上昇し、ボイド率が上昇した。
（６）　運転員は、同日午前一時二二分三〇秒ころ、反応度操作余裕を計算する高速計算プログラムの出力データ中に、反応度操作余裕が原子炉の緊急停止を要する値になっていることを発見したが、原子炉を停止しなかった。（７）　運転員は、二台のタービンが停止した場合に出る原子炉緊急停止信号をバイパスさせた上、同日午前一時二三分四秒、タービン発電機の蒸気停止加減弁を閉じて実験を開始し、更に、タービンの蒸気停止加減弁を閉じた。それによって、タービンの回転数が低下し始め、タービン発電機を電源としていた給水ポンプ及び主循環ポンプの機能が低下した。そして気水分離器内の蒸気圧及び循環水の温度が上昇するとともに、冷却材循環流量が低下し、炉心内におけるボイド率が上昇した。この結果、正の反応度が加えられ出力が上昇し始め、反応度出力係数が正のため出力の上昇は加速された。
（８）　同日午前一時二三分四〇秒、運転員は、原子炉緊急停止ボタンを押したが、原子炉内の出力の上昇を抑制することができず、その結果、多量の蒸気発生、燃料過熱、燃料損傷、破損した燃料粒子による急激な冷却材沸騰、燃料チャンネルの破壊、そして、昀終的には、同日午前一時二四分ころ爆発が二回発生し、すべての圧力管及び原子炉上部の構造物が破壊されるとともに、燃料及び黒鉛ブロックの一部が飛散した。原子炉建家の屋根も破壊され、炉心の高温物質は吹き上げられて原子炉諸施設、機械室等の屋根に落ち、火災が発生し、それに伴い多量の放射性物質が環境に放出された。
チェルノブイル原発四号炉の制御棒は、制御棒本体の下部に黒鉛棒が付けられており、制御棒が炉心に挿入されると、炉心の底部では、中性子を吸収していた水柱がほとんど中性子を吸収しない黒鉛棒と置き変わるため、運転員が原子炉緊急停止ボタンを押し、制御棒が一斉に挿入された結果、昀初にプラスの反応度が加わりポジティヴスクラムが発生し、原子炉の出力上昇に寄与したと推定される。（９）　以上一連の運転員の行為のうち、（１）反応度操作余裕を著しく少ない状態にさせ、原子炉の緊急停止機能を低下させたこと、（２）実験計画で指定された出力より更に低い出力まで低下させて、実験を実施し、原子炉を不安定な状態においたこと、（３）待機中の循環ポンプを導入して、過剰な冷却材を送り込んだことにより、原子炉を極めて不安定な状態にしたこと、（４）二基のタービン発電機の停止信号に基づいた原子炉の保護信号をバイパスさせ、原子炉の自動停止の可能性を失わせたこと、（５）気水分離器内の水位レベルと蒸気圧に関する保護信号をバイパスさせ、熱パラメータによる原子炉の停止機能を失わせたこと、（６）ＥＣＣＳを切り離し、これによって事故の規模を小さくする可能性を失わせたことは、いずれも運転規則違反の行為であり、このうち、（１）は、緊急停止の機能を大きく損なうものであって、極めて重大な違反である、（２）は、低出力において著しく不安定になるという、この原子炉の特性ないし問題点を全く理解していなかった行為である、（３）の結果、僅かな外乱で大きなボイド率の変化を生じ得る状態になっていた、（４）は、昀後の致命傷とでもいうべき違反であって、この違反がなければ事故を防止することもできた可能性が高いと評価されているが、一方で、（２）については、運転規則では、低出力運転が禁止されていたわけではない旨、（４）については、運転規則によれば、熱出力三二万キロワット以下の場合、二基のタービン発電機の停止信号に基づいた原子炉自動停止回路を解除しておくように定められていた旨の各報告もなされている。


以上認定の事実に、甲一八四、一九五、二〇一、乙五〇、五一、証人ａ、同ｐの各証言及び弁論の全趣旨を総合すると、チェルノブイル事故は、運転員の度重なる運転規則違反あるいは原子炉の安全性に影響を及ぼす行為と、チェルノブイル原発四号炉の制御棒の設計上の問題に起因すると考えられるが、運転員の行為は、単なる錯誤というよりも意識的なもので、運転員は、数々の規則違反あるいは原子炉の安全性に影響を及ぼす行為を繰り返しながら、原子炉がどれほど危険な状態になっているかについての認識がなかったか、あるいは極めて不十分であり、これは、運転員のみならず、試験計画者、発電所の管理体制全般に、安全を優先するという意識が欠けていた証左といわざるを得ない。チェルノブイル事故は、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のフィードバック特性を示し、固有の自己制御性を失う性質があるのに、それに対応し得るだけの制御系・緊急停止系が確保されていないとの設計上の問題があったところ、安全思想が希薄な管理体制のもとで、運転員が意識的に多数かつ重大な運転規則違反あるいは原子炉の安全性に影響を及ぼす行為を重ねた上、制御棒の挿入でポジティヴスクラムが発生するという制御棒の設計上の問題が付加された結果生じた、原子炉の反応度事故であるということができる。
（二）　チェルノブイル事故と本件安全審査
チェルノブイル原発四号炉は旧ソ連が独自に開発した黒鉛減速軽水冷却沸騰水型であり、制御棒の構造を含め、著しく設計、構造を異にする本件原子炉において、チェルノブイル事故と同一の経過による事故が生ずることはない上に、前記（一２（二）、（三））の事実に、乙二、三及び四を総合すると、本件安全審査においては、本件原子炉が、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、すべての出力領域で反応度出力係数が負となる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、反応度が投入される事象に対する設計の妥当性を評価確認するため、原子炉の運転状態において原子炉施設寿命期間中に予想される、未臨界状態からの制御棒引抜、出力運転中の制御棒引抜等や、制御棒落下事故を想定し、そのいずれの場合でも安全性が確保されることが確認されたことが認められることに鑑みると、チェルノブイル事故の発生は、本件原子炉施設がその基本設計において災害の防止上支障のないものとした本件安全審査の結果を左右するものとはいえない。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も、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るし、その他種々の状況が重なれば、チェルノブイル事故のような大事故に至る可能性があるところ、本件安全審査においては、このような大事故を想定した審査を行っておらず、不十分な審査である旨主張する（第六節第二款第二の九３（七））が、前記（１０（一））のチェルノブイル事故の発生経過に鑑みると、正の反応度が投入されるだけで、チェルノブイル事故のような大事故が発生するとはいえないし、前記（一２）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設に十分な事故防止対策が講じられていると確認され、そのように確認されたからこそ、チェルノブイル事故のような大事故を想定した事故解析までする必要はないと判断されたことなどを考え合わせると、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。１１　運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析の誤りに関する主張について原告らは、運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析の対象となる事象の選定は困難な上、本件安全審査における事象選定は恣意的であり、故障等の重畳、安全系機器の共倒れを想定しなかった本件安全審査の運転時の異常な過渡変化解析及び事故解析は不合理である旨主張する（第六節第二款第二の一〇）が、前記（一）のとおり、本件安全審査においては、本件原子炉施設について、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）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ていること、解析評価においては、その対象となる起因事象の中から、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保護設備及び安全防護設備、それらの設備を構成する機器について、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ことが確認された結果、本件原子炉施設の安全保護設備及び安全防護設備に、同時に故障が発生するとは考えられず、右各設備の設計は総合的にみて妥当なものと判断されたことが認められ、本件安全審査における右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
第四　本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全性
一　原子炉施設の地盤及び地震に係る本件安全審査の審査内容
１　はじめに
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、という点にあることは前記（第一の三１）のとおりであり、原子炉施設周辺に大規模な地震が発生し、圧力バウンダリを構成する機器・配管系に重大な損傷が生じた場合には、予測できない重大な事故を引き起こし、放射性物質が環境に放出される危険性を否定することができないことに鑑みると、原子炉施設の設置に当たっては、原子炉施設の自己荷重のほか、想定される地震その他の荷重を、安全側に厳しく評価しても、原子炉施設の安全性を十分に確保し得る敷地が選定され、かつ、原子炉施設は、想定されるいかなる地震力によっても、放射性物質が環境に異常に放出されるような大事故が発生しないように、可及的に安全側に立った耐震設計がなされなければならないというべきである。
２　事実関係
原告らの主張第六節第二款第三の一２の事実は当事者間に争いがなく、乙一、二、三、四、証人ａ、同ｑの各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）　本件安全審査において検討された事項
原子炉施設においては、敷地地盤が脆弱であり、工学的に対処不可能なほどの大規模な地すベり、山崩れ、山津波等が発生したり、敷地及び敷地周辺において活発な構造運動があり、地震が発生したりすると、原子が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。
本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全性に関し、本件安全審査において検討された事項は、以下のとおりであり、その際、原子力委員会が支持した立地審査指針が用いられた。


（１）　本件原子炉施設の地盤に係る安全性
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、具体的には、本件原子炉施設の支持地盤は、同施設を支持するために必要な地耐力を有しているか、荷重による不等沈下を起こすおそれがないかどうか、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。本件原子炉施設の敷地の地盤は、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。
（２）　本件原子炉施設の地震に係る安全性
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、具体的には、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。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。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ているかどうか。
（二）　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が、右支持地盤は、別紙六のとおり、新第三紀に形成された西山層（泥岩から成る地層である。）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。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に係る安全性が確保されるものと判断された。
ア　本件原子炉施設の支持地盤である西山層の支持力は、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るところ、本件原子炉施設の自重は、平常時で一平方センチメートル当たり七キログラム、地震時で一平方センチメートル当たり一四キログラムであった（試掘抗内で実施された平板載荷試験の結果）。そして、支持地盤が本件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が、本件安全審査においては、試掘抗で実施した変形試験の結果から、荷重に対する変形はごく小さく、工学的には無視でき、また、長期的にある荷重がかかり続けると沈下するクリープ現象も本件原子炉施設の設計上は支障とならず、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と判断された。また、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り、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）所定の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（岩盤せん断試験等の結果）ことから、本件安全審査においては、本件原子炉施設の支持地盤は、十分な余裕を持った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と判断された。
イ　本件安全審査においては、本件原子炉施設の支持地盤について行われた岩石、岩盤試験の結果から、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と判断された。ウ　本件安全審査においては、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、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おける詳細な空中写真判読及び地表踏査、海上保安庁水路部で実施した海上音波審査資料の解析等の調査、敷地内で実施したポーリング調査の結果等から、（１）本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤は、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（新期砂層を含も。）の各地層で構成され、寺尾層、椎谷層、西山層及び灰爪層並びに魚沼層群の一部に摺曲構造がある、（２）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し、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の支持地盤である西山層は摺曲構造を呈しているが、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）本件原子炉施設の敷地は、羽越活摺曲帯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、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、（４）したがって、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ず、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と判断された。
（２）　敷地及び敷地周辺の地盤の安定性


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、地すベりや山津波等に対し、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。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。
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し、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、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稜線に向かってなだらかに高くなる丘陵地となっていることから、本件安全審査においては、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と判断された。
イ　本件安全審査においては、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から、本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層が、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、強固かつ安定した岩盤であると判断された。
ウ　本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層（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し、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。）、更に、昀上位の地層として新期砂層（砂丘砂を主体とする。）が存在するが、本件安全審査においては、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と判断された。
（三）　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
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べきであるから、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ところ、本件安全審査においては、以下の諸点が確認され、本件原子炉施設の設計上、耐震設計上考慮すべき地震が適切に選定されていると判断された。
ア　耐震設計上考慮すべき地震の選定に関する基本方針（１）　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こと、（２）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ので、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必要があるところ、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ことから、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く、本件原子炉施設の耐震設計においては、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第四紀後期以降の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が考慮された。
イ　過去の地震歴
本件原子炉施設の設置場所である柏崎付近が被害の中心となった地震は有史以降ないが、本件原子炉施設の耐震設計上、（１）越後南西部の地震（発生時期一五〇二年、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）、（２）越後高田の地震一発生時期一六一四年、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）、（３）越後三条の地震（発生時期一八二八年、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）、（４）六日町の地震（発生時期一九〇四年、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）、（５）新潟地震（発生時期一九六四年、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）の各地震が考慮され、右各地震のうち、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を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越後高田の地震（一六〇ガル）であると判断された。
ウ　敷地及び敷地周辺の地盤に存在する断層


本件原子炉施設の耐震設計においては、本件原子炉施設の敷地及び敷地周辺の広い範囲を対象する文献調査（石油関連資料等）、空中写真判読及び地表踏査による地形、地質調査が行われ、その結果、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、構造性の断層でも本件原子炉施設から遠く、かつ小規模なものが除外され、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が選定され、更に、右四断層について、第四紀後期における活動性が評価され、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が、耐震設計上考慮すべき断層として選定されたが、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、すなわち線状を呈する地形が地表に明瞭に判読されるかどうかとか、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か否か等の地形上、地質構造上の特徴を伴うことが着目された。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、侵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らと同一方向に向かって延びるものとして判読されるが、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、長い期間の侵食作用によって不明瞭になったり、断層露頭等と一致しないなど、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とされている。
そして、本件原子炉施設の耐震設計においては、以下のとおり、右四断層について検討され、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断され、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。）が判定され、第四紀後期における活動性が評価された結果、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。
（１）　気比ノ宮断層
気比ノ宮断層は、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り、本件原子炉施設の耐震設計においては、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。
（２）　中央丘陵西縁部断層
中央丘陵西縁部断層は、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り、本件原子炉施設の耐震設計においては、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、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こと、しかし、リニアメントと、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、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。
（３）　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り、椎谷断層は、西山丘陵の拍崎市＜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。両断層とも、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。本件原子炉施設の耐震設計においては、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いて活動性は無視できると判断された。
以上の検討の結果、本件原子炉施設の耐震設計においては、ｉ耐震設計上考慮すべき断層は気比ノ宮断層である、ｉｉ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・五キロメートルと推定される、ｉｉｉ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ところ、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、゛ＩＶ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、これが耐震設計上考慮すべき地震であると考えられるなどと判断された。
（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り、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左右されるから、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ところ、本件安全審査においては、以下の諸点が確認され、本件原子炉施設の耐震設計においては、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と判断された。
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、前記（１）のとおり、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ところ、本件原子炉施設の耐震設計においては、設計用地震動の昀大加速度を三〇〇ガルとした。
イ　周期特性
本件原子炉施設の耐震設計においては、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）が、原則として剛構造である上、直接に岩盤（敷地基盤）上に設置されるため、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ことが考慮され、敷地基盤における設計用地震動の波形として、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・五秒以下の周期範囲で、（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・三９、（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ロ記録８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
三波が選定され、
本件原子炉施設を構成する構築物や機器等のそれぞれについて大きな共振が生ずるような条件が設定された。
（３）　本件原子炉施設の耐震設計
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おいては、同施設を構成する構築物等が安全上の重要度に応じてＡ、Ｂ、Ｃの三種類に分類され、それぞれの重要度に応じた耐震設計が講じられ、特に、原子炉施設のうち主要施設（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、同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と、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がそれぞれ行われ、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余裕のある耐震設計が講じられたほか、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威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設計され、更に、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、主要施設が損傷せず、十分に機能が維持されるように設計された。
３　判断
右２で認定した本件原子炉施設の地盤及び地震に係る安全対策についての本件安全審査の審査内容に鑑みると、右調査審議で用いられた具体的審査基準に不合理な点があるとはいえないし、また、本件原子炉が右具体的審査基準に適合した、本件原子炉施設の地盤及び同施設周辺において発生するおそれのある地震が、同施設にお
ける大事故の誘因とならず、安全性を確保でき、
原子炉等による災害の防止上支障がないものとした本件安全審査における調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められない。二　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ついて１　本件原子炉施設の敷地の支持地盤に関する主張について
（一）　活発な地殻変動の存在に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の敷地が羽越活摺曲帯に属し、地形測量の結果や活発な地震活動が存在すること、柏崎平野の沖積層の地形変化が著しいこと、柏崎平野の基盤の乱れが著しいこと、遺跡の埋没状況、安田層及び番神砂層下部水成層の標高変化が大きいこと、荒浜砂丘の標高が高いこと、試掘坑や本件原子炉施設の敷地周辺に見られる安田層や番神砂層を切る断層の走向が一致していることなどの諸事情から判断すると、本件原子炉施設の敷地周辺は、現在も摺曲運動が継続しており、危険である旨主張する（第六節第二款第三の二）ところ、甲九六２ないし４、一〇四及び二一八によれば、（１）東山背斜、中央油田背斜等の摺曲の背斜部は、現在も隆起し、向斜部は沈下しており、向斜部の水準点を基準にして、背斜軸部に設置された水準点の相対的な成長速度を求めると、東山背斜が年間〇・五四ミリメートル、中央油田背斜が年間二・八ミリメートルとなり、これを一〇〇万年間の累積変位量にすると、それぞれ五四〇メートル、二八〇〇メートルとなり極めて大きく、これらの摺曲は現在も活発に活動している旨、（２）昭和三年一〇月二七日に発生した関原地震（Ｍ五・三）、同三七年二月二日に発生した長岡地震、同五四年七月から同五七年一月まで続いた小千谷群発地震、平成二年一二月七日に発生した高柳地震（Ｍ五・四、五ｖ三）等はいずれも、羽越活摺曲帯における摺曲運動が原因である盲、（３）番神砂層上・下部境界面の高度差から、陥没が番神砂層堆積後も継続している旨などの研究報告がなされていること、本件原子炉施設の設計に際して掘削された試掘坑中に見られる断層や節理の走向が北西から南東方向に卓越していることが認められる。


しかしながら、前記（一２（二）（１）ウ）の事実に、甲二二二、乙二、四、証人ｑの証言及び弁論の全趣旨を総合すれば、本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層は、摺曲構造を呈しているが、敷地で実施したポーリング調査等の結果からその上位に分布す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たことから、本件安全審査においては、少なくとも本件原子炉施設の敷地周辺では、安田層の堆積以降、摺曲運動が継続しているとは考えられないと判断されたこと、本件安全審査においては、約八〇年間にわたる柏崎周辺の水準測量結果の解析から、平野部と丘陵部との相対的な変位には、沖積層の圧密沈下も含まれており、丘陵部の隆起速度も年間一ミリメートルを超えず、たとえ近年も摺曲運動が継続しているとしても、それによる地盤傾動速度は極めて小さく、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と判断されたこと、柏崎平野にある下谷地遺跡は、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いこと、砂丘は、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こと、本件原子炉施設の敷地内外の安田層や番神砂層を切る断層の走向には必ずしも明確な一定の方向性があるとはいえないことが認められ、右の諸点に鑑みれば、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定性を損なうおそれがないとした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（二）　本件原子炉施設の支持基盤の劣悪性に関する主張について原告らは、本件原子炉施設の敷地の支持地盤である西山層は、土質工学上石化が未熟な軟岩であり、その物理的特性も単位体積重量が一立方センチメートル当たりの約一・七グラム、含水比が四六バーセント、一軸圧縮強度が一平方センチメートル当たり一〇ないし四〇キログラム程度、弾性波速度が毎秒一・七キロメートルと他の原子炉施設の敷地の支持地盤等と比較しても、非常に多くの水を含んだ軟弱で不均質な劣悪な地盤であるところ、これは、西山層の堆積年代が新しく、構造運動に伴う潜在的割れ目や顕在化した断層、亀裂が存在していることに起因するものであるから、原子炉施設の支持基盤としては不適当である旨主張する（第六節第二款第三の三）。
しかしながら、乙二、三及び証人ｑの証言によれば、近時、西山層の一部は第四紀に形成されたという学説が有力になっているものの、本件原子炉施設の敷地となっている西山層は、第三紀（鮮新世）に形成されたものであるという調査結果もあること、ボーリング調査及び試掘坑調査の結果から、本件原子炉施設の敷地周辺の西山層は、はさみ層の少ない塊状の硬質泥岩であり、単位体積重量は一立方センチメートル当たり平均約一・七二グラム（本件原子炉施設の敷地の基盤とほぼ同様の地質からなる福島第一、第二原発の敷地の単位体積重量は一立方センチメートル当たりそれぞれ平均一・六一グラム、約一・六四グラム）と地表部近くの新第三紀鮮新層の泥岩としては通常のものであると判断され、更に、含水比は平均約四六パーセント（福島第二原発の敷地の含水比は平均約五〇パーセント）であり、新第三紀鮮新層の泥岩としては一般的である判断されたこと、一軸圧縮強度は一立方センチメートル当たり平均約二三キログラム（本件原子炉施設の敷地の基盤とほぼ同様の地質からなる福島第一、第二原発の敷地の一軸圧縮強度は一立方センチメートル当たりそれぞれ平均約二六キログラム、約二八キログラム）と測定されたことが認められ、右の詣点に、前記（一２（二）（１））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の支持地盤が十分な地耐力（支持力、変形に対する抵抗力、せん断抵抗力）を有し、荷重による不等沈下のおそれもないと判断されたことを考え合わせると、本件安全審査の右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。


２　本件原子炉施設の敷地周辺に見られる断層に関する主張について（一）　地すベり性断層の判断の当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番神砂層や安田層に認められる多数の断層を、一部の断層について、大間隔のボ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を行うだけで、地滑りに起因すると判断することはできない旨主張する（第六節第二款第三の四１）。乙二、三、証人ｑの証言及び弁論の全趣旨によれば、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地層の抵抗力が増すため緩やかなものとなり、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こと、構造運動に起因して地震を発生させるような断層は、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こと、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、ボーリング調査等、地質調査において判断できること、本件原子炉施設の設計に当たって、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、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ボ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こと、その結果、（１）断層露頭の調査から右断層は、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）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、その結果、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性により形成された断層であり、本件原子炉施設に特段の影響を及ぼすものでないと判断されたこと、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から、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、本件原子炉施設の耐震設計においては、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こと、その上で、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番神砂層や安田層に認められる多数の断層が地すベりに起因するものと判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれば、本件安全審査の右判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（二）　本件原子力発電所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子力発電所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ること、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（第六節第二款第三の四２）。
しかしながら、乙七四３によれば、二号炉及び五号炉の増設許可に係る安全審査においては、五号炉基礎底面付近にＶ系断層とＦ系断層が認められるが、これらは、ボーリング調査、追跡調査の結果、破砕幅及び落差が小さく、これらを覆う第四系の安田層上部に変位を与えておらず、約一二万年前以降は活動していないと推定されることから安全上支障となるものではないと判断され、更に、五号炉建設予定地付近の番神砂層中等に断層が認められるが、詳細な露頭観察及びボーリング調査により、安田層下部及び西山層中には断層による落差を示唆するものは認められないことから、これらの断層は地すベり等によって生じたものであり、地下深部に達する構造性の断層ではなく、原子炉施設の安全上支障となるものではないと判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれば、原告ら主張の断層が存在するからといって、本件原子炉施設の地盤に係る条件が同施設における大きな事故の誘因にならないとした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（三）　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、本件原子力発電所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（第六節第二款第三の四３）。
しかしながら、甲二二八、証人ｑの証言及び弁論の全趣旨によれば、本件原子力発電所東側道路法面に断層が認められたこと、本件原子力発電所の二号炉ないし五号炉の増設許可に係る安全審査において、露頭調査、トレンチ調査、ボーリング調査等が行われた結果、右断層は、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こと、番神砂層や安田層の旧斜面に沿って存在し、更に、主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から、地すベり性の断層であると判断されたことが認められ、右の諸点に鑑みれば、原告ら主張の断層が存在するからといって、本件原子炉施設の地盤に係る条件が同施設における大きな事故の誘因にならないとした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（四）　滝谷断層に関する主張について


原告らは、刈羽村の滝谷地区における断層は、真殿坂断層の活動が番神砂層堆積後も続いていることを示唆する旨主張する（第六節第二款第三の四５）が、乙三、四及び証人ｑの証言によれば、滝谷地区では、西山丘陵から東側に張り出した尾根の先端部付近に、西山層と番神砂層が急傾斜の境界面をもって接している箇所が少なくとも三箇所認められるが、本件原子炉施設の設計に当たっては、この付近には地形的なリニアメントが認められないこと、番神砂層と西山層との間に破砕帯が認められるが、全体として、大規模な破壊現象が認められず、地すベりの引きずり効果によって生じたと考えられる番神砂層中の断裂が、他の多くの地点で見られる断裂と極めて類似した特徴を示しており、それらと類似した原因のもとで、ほぼ同時的に形成されたものと考えられる、これらの急傾斜境界面及び断裂は、基盤の上限面の斜面部に不安定な状態で堆積した番神砂層が地すベりなどに起因して変形した結果、形成されたとものと考えられるなどと判断され、本件安全審査においても、右の諸点を確認し、滝谷断層は、地すベり性の運動に伴って生じた表層の断層であると判断されたことが認められ、原告ら主張の断層が存在するからといって、本件原子炉施設の地盤に係る条件が同施設における大きな事故の誘因にならないとした本件安全審査の判断の過程に看過し難い過誤、欠落があるとは認められないから、原告らの右主張は失当である。
（五）　寺尾断層に関する主張について
原告らは、本件原子炉施設の北東六〇〇メートルに位置し、本件原子炉施設の敷地と同じ後谷宮川背斜東翼上にある刈羽村＜地名略＞の土砂採取場において発見された寺尾断層は活断層であり、その活動によって本件原子炉施設の敷地は重大な影響を受ける旨主張する（第六節第二款第三の四４）ので、以下検討する。（１）　甲二一九、二二一ないし二二三、二二五１、２、二三〇、二三一、二三四、乙九九１、２、一〇〇１、２、証人ｑ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。
ア　ｒら荒浜砂丘団体研究グループは、平成四年八月、本件原子炉施設の敷地境界から北東約六〇〇メートル離れた刈羽村寺尾地区の西側にある土砂採取場において、椎谷層から番神砂層下部までを通して切る断層を発見した旨の研究報告を行った。右研究報告によれば、（１）椎谷層は、暗灰色粗粒砂岩層で、泥岩の薄層を挟み、一九〇センチメートル以上であり、安田層は、炭質層を含む青灰亀塊状のシルトを主体とし、層相変化が著しく、下位の第三系に由来する泥岩及び砂岩の角礫を大量に含む角礫層、粗粒・中粒層、亜炭層を伴い、下位の椎谷層を不整合で覆い、番神砂層は中粒・粗粒の砂層で、安田層に整合に重なっている、（２）寺尾断層は、正断層で、地形的には尾根側が落ち、地質構造的には背斜の軸側に向かって落ちており、これによる垂直隔離は、番神砂層下部及び安田層に対して一一〇ないし一二〇センチメートル、椎谷層に対して一三〇ないし一四〇センチメートルあり、両者の垂直隔離の差が約二〇センチメートル認められ、このことは、安田層堆積前に既に椎谷層がこの断層によって変位していたことを示しており、更に、安田層及び番神砂層下部も変位していることから、番神砂層下部形成後においても断層の活動があったことを示し、寺尾断層は、椎谷層から番神砂層下部までの一連の地層を切り、かつ複数回の変位が累積されていることを示している、（３）寺尾断層は、椎谷層から番神砂層下部までを切っている活断層であり、この断層の変位は、複数回の活動が累積されたものであり、四ないし五万年前以降も活動が続いていると推定される、（４）寺尾断層は、地形的には、尾根側が、地質構造的には、背斜の軸側が落ちる高角正断層であり、地すベりによって形成された可能性は少なく、断層が後谷背斜の軸方向と並走する縦走断層であること、及び断層面の形状から圧縮応力場で形成されたと考えられることから、摺曲構造の成長と断層形成との間には何らかの因果関係があるものと推定されるなどとされている。イ　東京電力は、同年一一月、寺尾断層を調査したところ、その結果、（１）寺尾断層は、トレンチ内では、より下方に向かうほぼ鉛直な断層と上部の走向・傾斜を有したまま西傾斜する断層の二条に分岐している、（２）下方に分岐した鉛直な断層は、東側の椎谷層と西側の安田層とを境し、椎谷層上限に鉛直一・〇ないし一・二メートルの高度差を与えているように見えるが、同断層は、椎谷層内では面なし断層となっており、この面なし断層による椎谷層の泥岩の変位は約〇・五メートル西落ちであり、断層上部の安田層内での変位量と調和していない。（３）上部の走向・傾斜を有したまま西傾斜する断層についても、椎谷層上限面に五ないし三〇センチメートルの高度差が見られるものの、椎谷層内では面なし断層となるか、あるいは連続が不明瞭となる、（４）寺尾断層は、下方で変位量が小さくなるから地すベり性の断層と判断でき、上部で発生した地すベり性の断層が下方の椎谷層上限面の急崖・風化により、面なし断層が開口した亀裂を利用して椎谷層に達したと考えられる旨報告された。