原子力規制委員会は，審査の過程において，九重山を対象とした降下火山灰シミュレーションによる降下火砕物の厚さと既往文献による火山灰等層厚線図との整合性を検討して評価するよう求め，これに応じた相手方から，噴出量を６．２㎦とするケースで行った降下火山灰シミュレーションに基づく影響評価を受けた。その結果，原子力規制委員会は，相手方が実施した設計対応不可能な火山事象以外の火山事象の影響評価につき，文献調査，地質調査等により，本件発電所への影響を評価するとともに，数値シミュレーションによる降下火砕物の検討も行っており，火山ガイドを踏まえているとした。
（乙１３－63〜71）
３争点
⑴司法審査の在り方（争点１）
⑵新規制基準の合理性に関する総論（争点２）
⑶新規制基準の合理性に関する各論（争点３）
ア基準地震動策定の合理性（争点３の⑴）
イ耐震設計における重要度分類の合理性（争点３の⑵）ウ使用済燃料ピット等に係る安全性（争点３の⑶）エ地すべりと液状化現象による危険性（争点３の⑷）
オ制御棒挿入に係る危険性（争点３の⑸）
カ基準津波策定の合理性（争点３の⑹）
キ火山事象の影響による危険性（争点３の⑺）
クシビアアクシデント対策の合理性（争点３の⑻）
ケテロリズム対策の合理性（争点３の⑼）
⑷保全の必要性（争点４）
⑸担保金の額（争点５）
－93－
第３争点に関する当事者の主張
１争点１（司法審査の在り方）
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の１記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
相手方が疎明すべき原発の安全性につき，原決定は，原子炉等規制法は，「最新の科学的技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害を想定した発電用原子炉施設の安全性の確保を求めるもの」としており，原発の安全性については，「最新の科学的技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害に対して事故が起こらないようにするという程度の安全性」と考えていることが読み取れる。
しかし，このような考え方は，科学の不確実性を十分に踏まえたものとは言い難い。福島第一原発事故で明らかになったのは，地震や津波をはじめとする自然科学については，不確実性が大きく，常に「想定外」の巨大な災害が起こり得るということだったはずである。このような国だからこそ，設置法で「事故の発生を常に想定し」（同法１条）との文言が用いられ，原子炉等規制法１条で「原子炉の設置及び運転等に関し，大規模な自然災害
、、、、、、、、
…（略）…の発生も
想定した必要な規制を行」うことが明記されたのである。以上の福島第一原発事故の発生，これを受けた法改正及び福島第一原発事故事故後の社会通念の変化に鑑みると，原子炉等規制法１条の「大規模な自然災害」及び４号要件の「災害の防止上支障がない」とは，「どのような異常事態が生じても，発電用原子炉施設内の放射性物質が外部の環境に放出されることは絶対ない」という絶対的安全性までは要しないとしても，社会科学的見地から，「福島第一原発事故のような深刻な事故が２度と起こらない」と通常人が考える程度の安全性を備えていることを要すると解すべきである。この「万が一にも起こらない」「２度と起こらない」という文言は，論理的，
－94－
科学的意味での絶対性，すなわち確率論として１００％発生しないということを意味するものではなく，あくまでも社会科学的意味合いとしての「万が一」性であり，社会科学的見地を踏まえた通常人をして，「ここまで対策をしていれば万が一にも災害は起こらないだろう」と思わしめる程度の安全性を求めるものである。これは，ドイツの原発訴訟において福島第一原発事故以前から採用されていた「残余リスク」の考え方と類似したものといえる。「残余リスク」とは，人間の認識能力の限界からして，それ以上は排除することができないような危険性をいい，残余リスクを認めるということは，この程度のリスクであれば社会として受容せざるを得ないという考え方である。以上を深層防護の観点からみれば，東北地方太平洋沖地震に伴う福島第一原発事故の反省を踏まえて「大規模な自然災害」の発生も想定した必要な規制を義務付ける原子炉等規制法の趣旨は，「合理的に予測される範囲を超える大規模な自然災害」についても深層防護の第３層までで想定し，これへの対処を可能な限り確実なものとして，「合理的に予測される範囲を超える大規模な自然災害」による原発事故のリスクを可及的に回避することを要求するものというべきである。
「考え方」は，「絶対的安全性」とは「絶対的に災害発生の危険がない」という意味であるとした上で，このような意味での絶対的安全性が達成・要求不可能であることだけを根拠として，相対的安全性，とりわけ，従来の裁判例で用いられてきたような程度の低い安全性を許容するかのように述べている点で，論理に飛躍がある。
（相手方）
「現時点における我が国の社会が容認する原子炉施設の安全性の水準」は，科学技術の利用における発電用原子炉施設について，最新の科学的，専門技術的知見を踏まえ，社会が容認できる程度に，深刻な災害が発生する可能性を極めて低くするように管理されていると認められる水準であり，こうした安全性
－95－
の考え方と「考え方」に示される「相対的安全性」の考え方と同趣旨のものであると考えられる。これを「地震」を含む自然災害についていえば，福島第一原発事故を踏まえて改訂された原子炉等規制法の目的及び趣旨からすれば，原子炉等規制法は，「最新の科学的，専門技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」を想定した安全性の確保を求めるものと解される。この「合理的に予測される」とは，原子力発電所の自然的立地条件に照らして科学的，技術的見地から十分に保守的な想定がなされ，これを超えるような事象は合理的には考え難いレベルのものであり，これを具体的に想定したものが基準地震動や基準津波である。一方，科学的，技術的見地からは発生する可能性が極めて小さいような自然災害や自然的立地条件の異なる地点で発生した自然災害は，合理的に予測し得る自然災害とはいえない。
２争点２（新規制基準の合理性に関する総論）
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の２記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
⑴新規制基準の手続的問題点
ア原子力規制委員会の独立性の欠如
原決定は，設置法７条７項３号４号の各欠格事由は，現に原子力事業者の役員や従業者にあることを指すとし，原子力規制委員会の委員長又は委員において，かつて原子力事業者の役員や従業者であったという経歴を有するからといって，直ちに中立公正な立場で独立して職権を行使することが類型的に期待できないとは限らないと判示する。


しかし，原子炉等規制法の制定後に策定されたガイドライン（甲Ｅ７）は，「法律上の欠格要件に加えて欠格要件とする事項」として，「就任前直近３年間に，原子力事業者等及びその団体の役員，従業者等であった者」を挙げているところ，①更田豊志（平成２４年９月就任。）は，委員候補者
－96－
となった当時，独立行政法人日本原子力研究開発機構（高速増殖炉もんじゅを設置し，東海再処理工場を保有する原子力事業者）の副部門長の職にあり，②中村佳代子（平成２４年９月就任，平成２７年９月退任）は，公益社団法人日本アイソトープ協会（研究系・医療系の放射性物質の集荷・貯蔵・処理を行っている。）のプロジェクト主査であり，委員５名中２名に欠格事由があることから，原子力推進機関ないし原発関連事業からの独立性が確保されていると言えないことは明らかであり，そのような規制委員会が策定した新規制基準には，策定手続上の瑕疵があるというほかない。
イ福島第一原発事故の原因究明が途上にあること
原決定は，新規制基準検討チーム，地震津波基準検討チーム等において，①国会，②政府，③民間，④東京電力の４つの事故調査委員会がそれぞれ原因究明等を行って取りまとめた事故調査報告書を踏まえた検討がなされた上で制定されたものであると判示する。
しかし，①「国会事故調報告書」（甲Ｃ１０・30頁）は，「本事故の直接的原因は，地震及び地震に誘発された津波という自然現象である」として，事故原因は地震にもあることを指摘し，②「政府事故調報告書」（甲Ｅ８）は，地震が直接的な原因であることを否定しつつ，地震による損傷が事故のきっかけとなった可能性を否定しておらず，③民間事故調報告書（『福島原発事故独立検証委員会』），④東京電力事故調報告書（東京電力『福島原子力事故調査報告書』），いずれも津波が原因であったとするが，地震が直接の原因となった可能性あるいは地震を契機として事故が起きた可能性を排除する合理的な説明はなされていないのであり，基本的事象が解明されたとはいえない。
真に福島第一原発事故の教訓を踏まえた安全な規制基準を策定するのであれば，事故原因を究明し，基本的事象を明らかにした上で，新規制基準を策定しなければならない。
－97－
ウ新規制基準が欧米先進各国の基準と比べて緩やかであること原子力規制委員会は，ＩＡＥＡの安全基準ＳＳＧ－９（甲Ｄ９６）のうち，最大潜在マグニチュードの評価については一切採り上げていない。また，米国原子力規制委員会（ＮＲＣ）の規制指針（ＲＧ４．７）には「長さ１０００フィート（３００ｍ）以上の地表断層が５マイル（８㎞）以内にあるような敷地は原子力発電所としては適さない」と明記されている（甲Ｄ３７０・564頁)が,日本ではそのような規制はない｡このように日本における活断層に関する規制基準は，ＩＡＥＡの安全基準の規定する考慮要素を考慮せず，米国の基準よりはるかに緩やかである。仮に原決定の考慮する事項，すなわち「原子力発電所が立地する地域の自然条件，当該自然条件の解析を含む最新の科学的技術的知見及びどの程度の安全性が確保されれば容認するかという社会通念等は国によって様々である」によっても，地震大国である日本における活断層に関する規制が，日本よりはるかに地震の少ない欧米における活断層に関する規制よりも緩やかでよい理由はない。
新規制基準の実体的問題点
ア立地審査指針違反
原決定は，「新規制基準は，立地審査指針による審査に代えて，重大事故等の拡大の防止等の措置が取られているかどうかを審査の対象とする方針に改めたものと解するのが相当である。そして，そのような審査の方針の変更は，福島第一原発事故における放射性物質の拡散による被害が立地審査指針の想定よりも遥かに広範囲に及んでしまった事実を踏まえると，一応合理的であると認められる。」と判示する。
しかし，この判示は，第１（あるいは第５）の防護階層の要件である立地審査を，第４の防護階層である重大事故等の拡大の防止等の措置の審査で代用することが一応合理的とするものであり，深層防護の不可欠な要素
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である各防護階層の独立性に明らかに反する。
福島第一原発事故を教訓とすれば，まず，旧立地審査指針を見直し，福島第一原発事故規模の事故を想定した厳格な指針を策定すること及び規制庁による厳密な運用が必要である。
イ防災審査の不存在
法の要請
原決定は，「原子力災害への対策は，原子炉等規制法のみならず，他の法律との連関があって初めて成り立つものであるというべきであるから，原子炉等規制法に基づく審査の基準である新規制基準に原子力災害への対策まで盛り込むことが予定されているとは解されない。」と判示する。これは，避難計画の実施可能性・実効性（深層防護の第５の防護レベル）が確保されないままに原子炉設置（変更）許可が出されても構わない，つまり，原発事故が起きた場合に人々が避難できなくても構わないとするものである。
しかし，国内法の要求としても，ＩＡＥＡ安全基準の要求としても，避難計画の実施可能性・実効性を審査対象とすることは求められているのであり，原決定のような解釈は許されない。
抗告人らの人格権侵害との関係
抗告人らの住所地（本件原子炉施設からの距離は約６０〜約１００㎞）について，原子力災害を想定した避難計画は策定されておらず，防災審査も行われていない。
これは，避難計画の指針となる原子力災害対策指針（乙４０９）が，ＩＡＥＡ安全基準を参考に原発から概ね３０㎞圏を緊急時防護措置を準備する区域（ＵＰＺ）と定め，避難計画の策定が義務付けられる範囲はその範囲に限定されるからである。
しかし，ＩＡＥＡ安全基準がＵＰＺを原発から３０㎞圏と規定したこ
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とに根拠はなく（甲Ｅ４５，４６），３０㎞圏外の人々の生命健康を守るためには不十分なものであり，避難計画を策定すべき・防災審査をすべき範囲は，公衆被曝限度年１ｍ㏜を超える汚染が生じる範囲とすべきである。なぜなら，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。）に基づき原子力規制委員会が定めた核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（以下「許容線量告示」という。）」２条１項１号は，「周辺監視区域」（人の居住が禁止され，業務上立ち入る者以外の者の立ち入りが制限される区域）の外側において，実効線量が年間１ｍ㏜を超えないことを求めているからである。


そして，公衆被曝限度年１ｍ㏜を超える汚染範囲について，福島第一原発事故をみると，原発から２５０㎞（群馬県）の地点にまで「０．２－０．５」（単位はμ㏜／ｈ。なお，環境省によると０．２３μ㏜／ｈが年間１ｍ㏜である。）の汚染が存在する（甲Ｅ４７）から，避難計画を策定すべき範囲・防災審査をすべき範囲は，少なくとも原発から２５０㎞圏内であり，抗告人ら住所地はこれに含まれる。
よって，防災審査の不存在は，抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものである。
ウ放射性廃棄物処理方法審査の不存在
法の要請
原決定は，放射性廃棄物の問題について，１号要件（「平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」）で審査することが予定されていると判示する。
しかし，福島第一原発事故後の法改正により環境基本法が放射性物質による環境汚染に適用されるようになり，環境基本法４条は環境の保全につき「環境への負荷の少ない健全な経済の発展を図りながら持続的に
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発展することができる社会が構築されることを旨とし，及び科学的知見の充実の下に環境の保全上の支障が未然に防がれることを旨として，行わなければならない。」と規定していることからすると，法は，現在はもとより将来の国民の生命，健康及び財産の保護のみならず，生態系全体への長期的な影響をも考えて，必要な規制を行うことを原子力規制委員会に要請していると考えられる。
ところが，新規制基準には，高レベル放射性廃棄物（使用済燃料の再処理にともない再利用できないものとして残る放射能レベルが高い廃棄物）についての規定は存在しない。
このように使用済燃料その他の放射性廃棄物が将来にわたって環境に影響を与えないための方策について新規制基準を策定せず，審査を行わないまま再稼働を許可し新たな放射性廃棄物を生み出すことを認めることは，「国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全」（１条）を目的とする原子炉等規制法の趣旨に反する。
抗告人らの人格権侵害との関係
放射性廃棄物処理方法審査の不存在の主張は，本件発電所を稼働することによって社会にもたらされる不利益の大きさや，本件発電所を稼働させる前に整備する必要のある法制度が未整備である実態を指摘するものであり,本件発電所が社会的に許容されない施設であることを主張するものである。
つまり，これらの主張は，司法審査において本件発電所に高い安全性が求められることを根拠づける主張であり，抗告人らの人格権侵害の具体的危険が事実上推定されることを主張するものではない。
エ環境基準等の設定欠如
法の要請
原決定は，原子炉等規制法４３条の３の６第１項の規定からすれば，
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抗告人らが指摘する原子力発電所の平常運転に伴って周辺の一般公衆が受ける放射線量に関する規制が存在せず自主的対応に任されていることをもって，新規制基準が原子炉等規制法に反するということはできない旨判示する。
しかし，そもそも，抗告人らの主張は，「環境保全のためにどの程度の放射性物質の放出が許容されるのかは未だ定まっていない」ことを問題とするものであって，「平常運転に伴って周辺の一般公衆が受ける放射線量」を取り上げるものではない。この点において，原決定は，抗告人らの主張を取り違えている。
福島第一原発事故を受けて，原子炉等規制法は，「環境の保全」（１条）を目的とすることを明示し，設置法によって放射性物質による汚染を規制しないとする環境基本法１３条が削除され，これを受けて，「放射性物質による環境の汚染の防止のための関係法律の整備に関する法律」によって，放射性物質による，大気や水質汚染を規制しないとする規定（大気汚染防止法２７条１項，水質汚濁防止法２３条１項）が削除された。これらの法改正に照らすと，原子炉等規制法は，「環境の保全」のために，平常時の運転で放出される放射性物質によって環境が汚染されることも防止することを求めているといえるから，新規制基準は，「環境保全のためにどの程度の放射性物質の放出が許容されるのか」を規定していない点で，原子炉等規制法に反する。
抗告人らの人格権侵害との関係
環境基準等の設定欠如の主張は，放射性廃棄物処理方法審査の不存在の主張と同様に,本件発電所が社会的に許容されない施設であることを主張するものであり，抗告人らの人格権侵害の具体的危険が事実上推定されることを主張するものではない。
（相手方）
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新規制基準及び適合性審査の手続的問題点
ア原子力規制委員会の独立性の欠如等の主張
抗告人らが指摘するガイドラインは，当時の政府が，原子力規制委員会の委員長及び委員候補を選任するにあたり，法律上の欠格要件に加え，原子力規制委員会の委員長及び委員に中立公正及び透明性を確保することを目的とした要件を追加する運用を行うために策定したものであるところ，ガイドラインで欠格要件とされる「就任前直近３年間に，原子力事業者等及びその団体の役員，従業者等であった者」における「原子力事業者等」については，当時の政府によって，電力会社及びその子会社等の経済的に強いつながりが認められる者を指し，独立行政法人及び公益社団法人は含まれていないとの解釈が示されている（乙３１８）から，更田豊志及び中村佳代子は，ガイドラインが定める原子力規制委員会の委員の欠格事由には該当しない。
イ福島第一原発事故の原因究明が途上であるとの主張抗告人らの主張のうち，国会事故調報告書が福島第一原発１号機において地震による配管損傷が発生した可能性を指摘し，この可能性は現在も否定されていないとする点については，原子力規制委員会において詳細な検討の上で，その可能性が否定されている（乙７３，８４）。また，政府事故調報告書において地震による損傷があった可能性まで否定するものではないとされているのは「閉じ込め機能を喪失するような損傷に至らないような軽微な亀裂，ひび割れ等」（甲Ｅ８・29頁脚注27等），すなわち，事故に至らないような軽微な損傷のことであり，これをもって「事故のきっかけになった可能性を否定しない」とするのは理解を誤っている。
抗告人らは，４つの調査報告書で統一的な見解はないとするが，少なくとも事故の直接的原因について，国会事故調報告書以外は津波である（地－103－


震ではない）という見解で一致するし，ＩＡＥＡが，４２の加盟国及び幾つかの国際機関からの約１８０名の専門家からなる５つの作業部会を含む広範な国際的協力の下，平成２７年８月に取りまとめた「福島第一原子力発電所事故事務局長報告書」   においても，「発電所の主要な安全施設が２０１１年３月１１日の地震によって引き起こされた地盤振動の影響を受けたことを示す兆候はない。これは，日本における原子力発電所の耐震設計と建設に対する保守的なアプローチにより，発電所が十分な安全裕度を備えていたためであった。しかし，当初の設計上の考慮は，津波のような極端な外部洪水事象に対しては同等の安全裕度を設けていなかった」と評価している（乙３２１・44頁）ことからも明らかなとおり，津波による全交流電源の喪失が福島第一原発事故の原因であるというのが国際的な評価である。そうであれば，事故の直接的原因が津波である（地震ではない）という見解については，すでにコンセンサスが得られていると考えるのが妥当である。
そして，福島第一原発事故の原因については，４つの調査報告書に加え，原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書がまとめられたほか，原子力安全・保安院（当時）においても，「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（平成２４年３月原子力安全・保安院）」として，検討結果が取りまとめられている。以上を踏まえれば，福島第一原発事故の発生及び進展に関する基本的な事象はすでに明らかにされている。
ウ新規制基準が欧米先進各国の基準と比べて緩やかである等の主張我が国において「ＩＡＥＡの安全基準ＳＳＧ－９（甲Ｄ９６）のうち，最大潜在マグニチュードの評価については一切採り上げていない」とする抗告人らの主張は，新規制基準に則って地震を想定した場合，ＩＡＥＡの安全基準ＳＳＧ－９で示される「最大潜在マグニチュード」に比して地震
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規模が過小評価になるというものであると解されるところ，なぜ新規制基準に則った場合に過小評価になるのかについて，抗告人らは何ら説明をしていない。
また，抗告人ら指摘の，ＮＲＣの規制指針（ＲＧ４．７）の「長さ１０００フィート（３００ｍ）以上の地表断層が５マイル（８㎞）以内にあるような敷地は原子力発電所としては適さない」との記載については，福島第一原発事故後の２０１４年に改訂され，改訂後の指針には，５マイル（８㎞）や１０００フィート（３００ｍ）といった数値は明示されておらず，「ＮＲＣは，地表の断層や褶曲，断層クリープ，沈降や陥没といった永久的な地盤の変位を生じさせる現象による影響を軽減することが不確実であり，困難であることから，敷地に地盤の永久変位が生じる可能性がある場合には，他に候補地を求めるのが賢明であると考える。」と記載されている（乙３２２・15頁）ところ，設置許可基準規則は，耐震重要施設を設ける地盤について，①基準地震動による地震力が作用した場合においても施設を十分に支持することができ，②変形した場合においても安全機能が損なわれるおそれがなく，③変位が生ずるおそれがないことをそれぞれ求めており（同３条，同解釈別記１），こうした要求事項は，ＮＲＣの上記指針に比して実質的に遜色のない程度のものであるといえる。
新規制基準の実体的問題点
ア立地審査指針違反
原子力安全委員会が策定した立地審査指針が求める立地審査の内容については，福島第一原発事故を踏まえて見直しが必要と考えられる事項も含め，新規制基準において考慮され，安全審査において適切に考慮・判断がなされていることから，新規制基準では，立地審査指針による審査を求めていないのであり，抗告人らの主張は理由がない。
イ防災審査の不存在
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法の要請
現行の法体系においては，避難計画等の妥当性については，国，地方公共団体等で構成される地域原子力防災協議会において，具体的かつ合理的なものであることを確認した上で，同協議会における確認結果を原子力防災会議に報告し，了承を得る構造となっており，原子力規制委員会による審査の対象とはなっていないものの，十分にチェック機能は確保されており，不合理な点はない。ＩＡＥＡの深層防護の考え方においても，深層防護の第１層から第５層に係る全ての対応を設置許可基準規則等の原子力事業者に対する規制に規定することは求められていない。
抗告人らの人格権侵害との関係
原子力災害対策指針が参考にしたＩＡＥＡの範囲は，放射線被ばくによる影響が及ぶ蓋然性，限られた時間内での対応の実効性等を総合的に考慮して，各国から集まった専門家の判断によって提案された合理的なものであり（乙４０８），ＵＰＺの範囲外であっても，必要性に応じて運用上の介入レベル（ＯＩＬ）に基づいた防護措置が行われる（乙４０９・59，66〜68頁）から，現行のＵＰＺが３０㎞圏外の人々の生命健康を守るためには不十分なものとはいえない。
また，①許容線量告示２条２項は，管理区域の周辺の区域における放射線量について，原子力規制委員会が認めた場合は，同条１項にかかわらず，１年間につき５ｍ㏜とすることができると定め，②設置許可基準規則解釈１３条で審査基準とされている「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定。以下「安全評価指針」という。）（乙４１４）は，設計基準事故時の安全性の判断基準として「周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。」を挙げ（Ⅱ．４．２⑸），この判断基準について，「周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり５ｍ㏜を超えなければ，
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「リスク」は小さいと判断する。」と解説されている（解説３）のであり，これらによれば，我が国の法令は線量限度を実効線量で年間１ｍ㏜を超えないことを要求しているともいえない。
ウ放射性廃棄物処理方法審査の不存在


原子炉等規制法においては，規制対象を，製錬，加工，原子炉の設置運転，再処理，廃棄などの事業に分け，分野別に規制項目が定められ，審査されているところ，使用済燃料の再処理や放射性廃棄物の廃棄に係る事業については，原子炉の設置運転についての設置許可基準規則とは別に，審査基準が定められ（例えば，使用済燃料再処理施設につき「再処理施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成２５年１１月２７日・原子力規制委員会決定），廃棄物管理施設につき「廃棄物管理施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成２５年１１月２７日・原子力規制委員会決定）等），その審査も原子炉の設置運転に係る審査とは別途に行われる。抗告人らの主張は，原子炉等規制法の理解を誤ったもので，失当である。
なお，高レベル放射性廃棄物の処分については，国が前面に立って最終処分に向けた取組みを進めることとしており，本件原子炉施設の安全審査の対象となり得ない。
３争点３⑴（新規制基準の合理性に関する各論〜基準地震動策定の合理性）次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の３記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
⑴新規制基準の合理性
ア真摯に東北地方太平洋沖地震等の教訓を踏まえていない原決定は，新規制基準が「東北地方太平洋沖地震及び福島第一原発事故の教訓等を踏まえ，これらの原因を分析するなどして，その成果を取り込
－107－
んだ」と判示するものの，東日本大震災等の「教訓等」や分析された「原因」，取り込まれた「成果」とは具体的に何なのかを，原決定は全く明らかにしていない。
改訂耐震指針の策定過程について詳細な検討を加えた国会事故調査会においては，「国会による継続監視が必要な事項」の第２項として「指針類の抜本的見直し」を掲げ，「今回の事故により，原子力安全を担保しているはずの立地，設計，安全評価に関する審査指針など（以下「指針類」という。）が不完全で，実効的でなかったことが明らかになった。現行の関係法令との関連性も含め，指針類の体系，決定手続き，その後の運用を適正化するために，これらの直ちに抜本的に見直す必要がある。」（甲Ｃ１０・547頁）としたが，新規制基準は，抜本的な見直しを経ておらず，この国会事故調査会の指摘についてまったく応えていない。
イ外部事象のリスク評価が足りない
新規制基準ではシビアアクシデント対策が新たに設けられるに至ったが，可搬式設備による人的対応を中心とした弥縫的なものが要求されているに過ぎず，その実効性は不確実・不透明なものと言わざるを得ない。殊に，基準地震動を超えるような地震動が襲うような場合，制御棒の挿入失敗，敷地裏の斜面の地すべり，敷地地盤の液状化・不動沈下，余震・誘発地震，津波，火山の噴火等，様々なリスクが同時発生的に表面化することが考えられるが，新規性基準は総合的なリスク評価を踏まえたシビアアクシデント対策を要求していないため，そういった複合的なリスクに対する備えは極めて不十分である。
ウ具体的・定量的な基準が出来ていない
原決定は，基準地震動について「当該発電用原子炉施設の敷地において発生することが合理的に予測される最大の地震動」であるとしているが，設置許可基準規則にも，同解釈にも，地震ガイドにも「合理的に予測され
－108－
る最大の地震動」といった文言は一切存在しない。
福島第一原発事故を経て，原子力の事業者，原子力規制機関及びその関係する専門家に対する国民の信頼が著しく損なわれた現在においては，従前のように事業者や規制機関の裁量次第となるような性善説的発想に基づく曖昧な基準は，もはや社会的に許容されない。具体的で定量的な基準が求められるというべきであるが，基準地震動に関係する規制基準についてその点は極めて不十分である。
⑵敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（内陸地殻内地震）
ア応答スペクトルに基づく地震動評価
すべり量の飽和
本件原子炉施設は中央構造線断層帯という日本最大の活断層の近傍に位置しているが，そのように長大な活断層が活動した際の過去の地震記録は存在しない。敷地前面海域断層を含む広い範囲が連動して活動した場合，もしすべり量が飽和しなければ，本件原子炉施設に甚大な被害が及び得ることは容易に想像がつくことからすれば，現段階ではすべり量は飽和しないものと仮定し，すべり量が飽和しないことを前提とする経験式を採用する（応答スペクトルに基づく地震動評価では，８０㎞を超える長さの断層についてもセグメント分けをせずに松田式を適用して地震規模を算定する）ことこそが合理的な最大の想定である。
松田式が内包する不確かさの考慮
原決定は，「地震ガイドにおいて経験式自体が内包する不確かさを考慮する手法について具体的に明示されているわけではない」と判示するが，地震ガイドⅠ．３．２．３⑵に「震源モデルの長さ又は面積，あるいは単位変異量と地震規模を関連付ける経験式を用いて地震規模を設定する場合」において「平均値としての地震規模を与えるものであることから，不確かさも考慮されている必要がある」としているのは，松田式
－109－
のような地震規模を推定するための経験式の適用において，それのみの不確かさ（ばらつき，偶然的不確定性）の考慮を要請する規定である。また，原決定は，松田式の不確かさが耐専式で内陸補正をしない（内陸補正をした場合に比して基準地震動が約１．５倍となる）ことによって事実上補われる可能性を指摘するが，耐専式で内陸補正をしないのは，耐専式自体が有している不確かさを考慮するものに他ならないから，内陸補正をしないことで，松田式の内包する不確かさまで考慮されたとはいえない。
断層長さの認識論的不確定性
相手方が想定した５４㎞，６９㎞，１３０㎞及び４８０㎞という各ケースは，モデルとしては成り立ちえても，実際に敷地前面海域活断層が活動した際にはこれら４つの断層長のうちのいずれかに当てはまるとは必ずしも言えず，６９㎞ケースよりも１３０㎞ケースや４８０㎞ケースの方が結論として小さな地震動評価を導いている現在の評価手法を前提とすれば，６９㎞ケースと１３０㎞ケースとの中間にもっとも地震動を大きくし得るケースが存在するはずであり，そこまで突き詰めて最大の地震動を検討するのが本来のあるべき基準地震動の策定手法である。
中央構造線長期評価（2011）との比較


原決定は，室谷ほか(2010)に拠ってモーメントマグニチュードＭｗを算出することに「それはそれで一応の合理性」程度しか認めていない一方で，それより大きな地震規模の想定をしている上記長期評価について「格別不合理な点は見当たらない」にもかかわらず，何ゆえ後者を排斥し前者を採用すれば足りると言えるのかについては，ほとんど何の論証もしていない。上記長期評価におけるＭｗの想定に合理性を認めるのであれば，仮に室谷ほか(2010)の合理性を認めるとしても，より大きな地震規模を想定する上記長期評価における最大の数値を採用するのが然る
－110－
べき「合理的に予測される最大の地震動」の策定手続であって，原決定は誤りである。
なお，１３０㎞ケース（上記長期評価の石鎚山脈北縁西部－伊予灘）につき，相手方の想定（乙３１，下記①〜⑤）と上記長期評価の想定（下記⑥）をＭｗで比較した結果は，以下のとおりであり，相手方の過小評価は明らかである（４８０㎞も同様である。）。
①応答スペクトル7.5
②壇・基本7.4
③壇・北傾斜7.8
④壇・南傾斜7.4
⑤F＆M7.5
⑥長期評価７．４－８．０
５４㎞，６９㎞及び１３０㎞の各鉛直モデルへの耐専式の適用を排除
したこと
本件では，５４㎞，６９㎞，１３０㎞の各鉛直モデルでは耐専式の適用結果が大きな地震動を示しているところ，相手方は，他の距離減衰式の適用結果等と比較し，これらのモデルでは耐専式の適用範囲を外れるため，過大評価になっているとして，他の距離減衰式を適用したが，もし万が一にでも耐専式の適用結果の方が適切な評価だった場合，本件発電所に基準地震動を大きく超えるような地震動が襲来して深刻な事故につながる可能性が高い。
しかるに，耐専式の極近距離は暫定的な１つの目安に過ぎず，震源近傍を対象として耐専式による評価と断層モデルによる評価を行いそれを比較したところ，Ｍ７．３，等価震源距離７．９㎞という，明らかに「極近距離」を下回るケースにおいても，耐専式による評価は断層モデルによる評価と「短周期領域においておおむね調和的である」との知見もある（甲Ｆ４・６頁）。
また，相手方は数多の距離減衰式の中でも，本件とまったく整合しないデータベースの距離減衰式やデータベースからして適用がかなり苦し
－111－
い距離減衰式，海外の偏ったデータを元にした距離減衰式を選定しており（甲Ｆ７７〜８３），「その他距離減衰式」による評価との乖離は，耐専式による大きな地震動評価を排除するために恣意的に作出された多数決であると疑わざるを得ない。相手方は，他の電力会社が採用している大野ほか（2001）も採用していないが，５４㎞鉛直モデルに大野ほか（2001）を適用すれば，耐専式を適用した結果と整合し，耐専式排除が見直される可能性は十分にある。
耐専式が内包する不確かさ
原決定は，松田式の不確かさと同様，耐専式を適用したケースで内陸補正をしていないことで不確かさを考慮し尽くされている可能性も否定できないという見解のようであるが，観測結果が内陸補正をしない場合の耐専式の評価を超えた過去のデータは相当数存在するのであり（乙１７１），内陸補正をしないだけでは不確かさの考慮がし尽くされていない可能性があることは明らかである。
相手方が南傾斜モデルを想定しなかったこと
原決定は，相手方が南傾斜モデルを想定しなかったことにつき疑問を抱きつつも，説得力に欠ける根拠を指摘して相手方の手法を是認しており，不当である。
応答スペクトルに基づく地震動評価における入倉・三宅（2001）の適用応答スペクトルに基づく地震動評価において，必ずしも松田式を適用しなければならないわけではなく，断層の傾斜によっては，入倉・三宅（2001）によって地震規模を算定する方法（断層面積Ｓに入倉・三宅（2001）を適用して地震モーメントＭｏを算定し，これに武村式を適用して気象庁マグニチュードＭを求める方法）も併せて考慮すべきである。
イ断層モデルを用いた手法による地震動評価
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壇ほか(2011)とFujiiand   Matsu’ura(2000)相手方が断層モデルを用いた地震動評価に採用した壇ほか(2011)とFujiiandMatsu’ura(2000)は，レシピに採用されていない手法である上，実際の強震記録によって検証されてもいない。
特に平均応力降下量⊿σ及びアスペリティ応力降下量⊿σａについては，壇ほか(2011)（⊿σ＝３．４Ｍ㎩，⊿σａ＝１２．２Ｍ㎩）及びFujiiandMatsu’ura(2000)（⊿σ＝３．１Ｍ㎩，⊿σａ＝１４．４Ｍ㎩）のいずれも，日本の長大断層の平均値として過小評価である可能性は相当高い（入江（2014），宮腰ほか（2015））。
上記観測事実を踏まえた知見からすれば，アスペリティ面積比Ｓａ／Ｓは地震規模に拠らず一定というモデルが支持されるべきであり，平均応力降下量⊿σが地震モーメントＭｏと正の相関がある（レシピに従い入倉・三宅（2001）と円形破壊の式を適用すると，⊿σはＳ１／２（Ｍｏ   １／４）に比例して増大する〔甲Ｆ１８・35頁〕。その他甲Ｆ１０６，１０７）との前提を置くのであれば，アスペリティ応力降下量⊿σａも地震モーメントＭｏと正の相関があると考えるのが相当である。
長大断層における入倉・三宅（2001）の適用
長大断層の地震規模の最大値を推定する方法として，入倉・三宅（2001)を適用する知見（松島ほか(2010)）が存在するところ，原決定は，松島ほか(2010)が著された後にレシピが改訂されて平成２８年６月改訂レシピにMurotani   etal.(2015)の適用が掲げられたことをもって，４８０㎞ケースが入倉・三宅（2001）の適用になじまないとしているが，レシピは最もあり得る地震と強震動を評価するためのものであって，特に現象のばらつきや不確定性の考慮が必要な場合には，その点に十分留意して計算手法と計算結果を吟味・判断した上で震源断層を設定すべきであり，原決定は不当である。
－113－


５４㎞ケースでの入倉・三宅(2001)による過小評価レシピは，活断層で発生する地震の特性化震源モデルの巨視的震源特性のうちの震源断層モデルの位置・構造につき，過去の地震記録や調査結果などの諸知見を吟味・判断して震源断層モデルを設定する場合（以という。）と，長期評価された地表の活断層長さ等か
ら地震規模を設定し震源断層モデルを設定する場合
という。）を挙げているところ，
討するのみならず，入倉・三宅(2001)による過小評価の可能性を考慮に
入れ，
明白であり（甲Ｆ８，１０），そうすれば基準地震動は有意に大きくなる可能性が高い（５４㎞基本ケースにつき甲Ｄ３２６，甲Ｆ１８〔以下，これらを併せ「長沢意見書」という。〕。また，同意見書の平均応力降下量⊿σ＝５．０Ｍ㎩，アスペリティ応力降下量⊿σａ＝２２．５Ｍ㎩の設定の相当性につき甲Ｆ１９，３１，４８，８４）。
不確かさの考慮の不十分さ
ａアスペリティ応力降下量
アスペリティ応力降下量⊿σａは，短周期レベルＡとともに，地震動評価にもっとも影響を与えるパラメータであり（甲Ｆ１８・27頁），新潟県中越沖地震（超過事例③）では，震源特性として，Ａが平均より約１．５倍大きかったことが判明しているところ，相手方は，⊿σａの不確かさ考慮について，１．５倍又は２０ＭPaのいずれか大きい方という基準を用いている。
しかし，近時の地震では，⊿σａが２０ＭPaを超える例は珍しくない（宮腰ほか（2015））から，不確かさの考慮としては，少なくとも１．５倍又は２５ＭPaのいずれか大きい方という基準を用いるべきである（甲Ｆ２３ないし２５，４９，８６）。
－114－
相手方は，新潟県中越沖地震（超過事例③）は逆断層型であるが，中央構造線断層帯は横ずれ断層型であって，横ずれ断層型の短周期レベルが逆断層型よりも有意に小さいと主張するが，そのような見解は，専門家の間でコンセンサスの得られた知見ではない。
ｂ南傾斜モデル
横ずれ断層については，震源断層面はほぼ鉛直であると考えるのが一般的であるが，「ほぼ鉛直」と言う場合，８０度程度の傾斜は通常含まれるのであり，横ずれ断層であるからといって南傾斜の可能性が有意に小さいと考える理由にはならない。
原子力安全・保安院が伊方原発前面海域で行った海上音波探査の結果からすれば，起震断層と直接関係していることが考えられるもっとも北側の地表付近の断層は，８０度程度南に傾斜していることが認められ，地下の震源断層は７０度ないしはそれ以上傾斜していることも否定できず（甲Ｆ１４・42頁），敷地前活断層より南側の地形が隆起していることや，本件発電所周辺のテクトニクスが圧縮場になっていることからしても，南傾斜の可能性はむしろ有意に高いと考えられ，６０度程度傾斜している可能性も否定できない（甲Ｄ５４２，６１０，甲Ｆ２７）。
ｃ破壊伝播速度
破壊伝播速度Ｖｒ＝０．７２Ｖｓ（地震発生層のＳ波速度）というのは，相対的には通用性のある知見とは言い得ても未だ確立した知見とは言い難いのであり，特に長大断層については係数が１を超えるとする事例報告も存在する。
ｄアスペリティ平面位置
原決定は，伊方沖引張性ジョグを認めているが，地震本部の中央構造線長期評価（2011）を含む他の多くの見解は，そのようなジョグの
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存在を認めていない。また，ジョグにアスペリティが想定し難いというのは確立した知見ではない。
本件敷地の正面にアスペリティを配置することを基本モデルに織り込むべきである（甲Ｆ８４，１００〜１０４，１０９）。
ｅまとめ
以上によれば，上記ａについては，相手方の不確かさの考慮がそもそも過小であり，また，上記ａないしｄの不確かさが有意に小さいと考えることもできないから，基本震源モデルに織り込んだ上で，それぞれの不確かさを他の不確かさと重畳考慮すべきである。⑶敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（プレート間地震）ア南海トラフから琉球海溝までの連動を想定すべきこと原決定は，琉球海溝まで連動しても震源断層は本件敷地から乖離するので地震動の距離減衰により影響は小さいとしているが，それは内閣府（2012ｂ）の南海トラフ巨大地震（Ｍｗ９．０）ですべり量が飽和するという仮定が成立する場合にのみ採り得る見解である。プレート間地震ですべり量が飽和するのか，仮に飽和するとしてどの程度の地震から飽和するのかということについては，内陸地殻内地震以上に目途が立っていないのであり，原決定は希望的観測にすがって危険性に目をつぶっているに過ぎない。また，原決定は，内閣府（2012ｂ）の南海トラフ巨大地震（Ｍｗ９．０）は巨大地震の中でも最大級のものであることが確認されたとするが，それはあくまで一般防災の観点からの最大級であり，原発のような重要施設の場合には当てはまらない（甲Ｄ１４２，１４３）。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価における地震規模の想定及び耐専式
を適用したことの不合理性
原決定は，相手方が検討用地震として選定した内閣府（2012ｂ）の南海トラフ巨大地震（Ｍｗ９．０）は，内閣府検討会において，数次に渡って
－116－
検討を重ねた成果物であるとするが，応答スペクトルに基づく地震動評価において地震規模をＭｗ８．３に切り下げて良い理由については何ら示せていない。
また，内閣府（2012ｂ）では，応答スペクトルに基づく地震動評価においてＭｗ８．３の地震に適用される距離減衰式については言及がないところ，奥村ほか(2012)では，耐専式を適用して東北地方太平洋沖地震の際に観測された地中観測記録を再現するに当たり，Ｍ８．４に耐専式を適用したのでは過小評価となり，Ｍ９．０に耐専式を適用した方がはるかに良好に再現できたことが示されており，Ｍｗ８．３に耐専式を適用することの不合理性が推認されるというべきである。
ウＳＰＧＡモデルを適用すべきことについて


南海トラフ地震は近い将来における発生がかなり高い確率で想定されていることからしても，万が一の事態を想定しなければならない原子力発電所の基準地震動の設定においては，ＳＰＧＡモデルのような保守的な評価につながるモデルは当然に適用されるべきである（甲Ｆ２８）。⑷敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（海洋プレート内地震）日向灘長期評価（2004）では，本件発電所敷地を含む「安芸灘～伊予灘～豊後水道」の想定される地震規模は「Ｍ６．７～Ｍ７．４」とし，予測地図（2014）でも，「最大Ｍ８．０」とされており，相手方が検討用地震として設定した１８５４年豊予海峡地震（Ｍ７．０）が「合理的な最大」といえないことは明らかである。
また，上記長期評価では１８５４年豊予海峡地震は，相手方が設定したＭ７．０を上回るＭ７．４とされており，その根拠は，代表的な歴史地震のカタログである宇佐美(2003)（Ｍ７．３〜７．５）によるものであるところ，宇佐美(2003)は平成２５年９月に改訂されて宇佐美ほか(2013)として出版されているが，宇佐美ほか(2013)も，前記地震規模は宇佐美(2003)と同一であ
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り，このことからも，相手方が検討用地震として設定した１８５４年豊予海峡地震（Ｍ７．０）が「合理的な最大」といえないことは明らかである。
⑸震源を特定せず策定する地震動
現在の科学技術では，本件発電所の直下ないし近傍に事前に把握できない震源断層が潜んでいる可能性は否定できず，これが活動した場合，相手方の想定を上回るような強い揺れが本件発電所を襲う可能性があることもまた否定できないのであり，地震ガイドのようにどこかで偶々観測された地震動をほぼそのまま採用するような手法は，決して安全性を考慮したものではない。
⑹年超過確率
現在の地震学の水準では，起きた後の地震のことは詳細な調査によってある程度分かるが，起きる前の予測の段階では限界がある。そうであるからこそ，「想定外」の事象が起こる確率を真摯に突き詰めて定量的に評価するのが本来の超過確率の算定手法であるべきである。ところが現在の超過確率は，ほとんど距離減衰式のばらつきを考えるだけになってしまっており,実現象を踏まえたものになっていない。
（相手方）
⑴新規制基準の合理性
ア真摯に東北地方太平洋沖地震等の教訓を踏まえていないとの点設置許可基準規則は，福島第一原発事故の教訓を踏まえ，海外知見も参考にしつつ，地震及び津波の分野については，原子力規制委員会の発足前後を通じて，各専門分野の学識経験者等の専門技術的知見に基づく意見等を集約し，中立性が担保された学識経験者の関与の下，公開の議論を経て，新規制基準の骨子案及び規制案等に対する意見公募手続等の適正な手続きを経て策定されたものであり（「考え方」），新規制基準における基準地震動の策定手法及びその考え方が福島第一原発事故の教訓及び最新の知見を踏まえた合理的なものであることは明らかである。
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そして，新規制基準における基準地震動の策定方針に係る基本的な考え方は，結果的に改訂耐震指針における基準地震動の策定方法と同一であるが，基準地震動の策定過程で考慮される項目については，東北地方太平洋沖地震及びそれに付随して発生した津波に関する検証を通じて得られたプレート間地震及び海洋プレート内地震の震源域の連動に係る考え方のほか，改訂耐震指針に基づく既設原子炉施設の耐震安全性評価（いわゆる「バックチェック」）において得られた経験，新潟県中越沖地震（超過事例③）から得られた教訓等を踏まえ，より詳細な検討が求められることとなった。例えば，改訂耐震指針（乙２１）においては，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動について，「基準地震動Ｓｓの策定過程に伴う不確かさ（ばらつき）」の考慮にあたって，「基準地震動Ｓｓの策定に及ぼす影響が大きいと考えられる不確かさ（ばらつき）の要因及びその大きさの程度を十分踏まえつつ，適切な手法を用いることとする」とされていた（指針５⑵④，同解説Ⅱ⑶④）ところ，設置許可基準規則解釈においては，「震源断層の長さ，地震発生層の上端深さ・下端深さ，断層傾斜角，アスペリティの位置・大きさ，応力降下量，破壊開始点等の不確かさ，並びにそれらに係る考え方及び解釈の違いによる不確かさ」として具体的に示され，これらのパラメータのうち，敷地における地震動評価に大きな影響を与えると考えられる支配的なパラメータを分析し，必要に応じて不確かさを組み合わせるなどの評価を行うべきとされている（同別記２の５二⑤）。また，敷地及び敷地周辺の地下構造が地震波の伝播特性に影響を与えることから，この地下構造に関して，地層の傾斜，断層及び褶曲構造等の地質構造や地震波速度構造等の地下構造等の詳細な評価を行うことなどが新たに要求されている（同別記２の５四）。
イ外部事象のリスク評価が足りないとの点
新規制基準は，政府事故調報告書の指摘（自然環境特性に応じた総合的－119－
なリスク評価を踏まえたシビアアクシデント対策の必要性）を踏まえ，「共通要因故障をもたらす自然現象等に係る想定の大幅な引き上げとそれに対する防護対策を強化」することを要求している（乙３５３・１，７頁）。具体的には，設置許可基準規則６条１項で地震及び津波以外の自然現象に対しても安全施設は安全機能を損なわないものでなければならないことを要求し，同解釈６条３項において，これらの自然現象の組合せについても考慮することが求められている。
また，新規制基準は，抗告人ら指摘の，基準地震動を超えるような地震動が発生した場合に想定される様々なリスクが同時発生的に表面化するこ事態も考慮している。
ウ具体的・定量的な基準が出来ていないとの点
現在の科学的水準からすれば，基準地震動や基準津波策定等を含む新規制基準のあらゆる面において，一義的に客観的な基準を設けることが不可能であること，そして，４号要件が発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が災害の防止上支障がないものであることを審査するための基準を原子力規制委員会規則で定めることとしているのは原子力規制委員会に科学的，専門技術的知見に基づく合理的な判断に委ね，科学技術的な事項について一定の裁量を認めたものと解されることは，原決定のとおりである。⑵敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（内陸地殻内地震）
ア応答スペクトルに基づく地震動評価
すべり量の飽和
松田式は，日本の内陸部に発生した主に断層長さ約２０kmから約８０kmまでの１４地震のデータから得られた経験式であり，Ｍ８の地震ではＬ＝８０km，Ｍ７ではＬ＝２０kmとして決めたものであるから，松田式が適用できる範囲は原則として約２０km～約８０km（地震本部の活断層長期評価手法（2010）を踏まえても約１００km以下〔乙１５１・６，２－120－


６頁〕）の断層であるといえる。
そうすると，すべり量が飽和するか否かにかかわらず，１３０㎞ケースや４８０㎞ケースについてセグメント分けをせずに松田式を適用するのは不適切である。
もっとも，長大断層においてすべり量が飽和するか否かについては，松田式の適用性以外でも，地震動評価に強く関係してくる論点であるが，平成２８年６月改訂レシピ，同年１２月修正レシピ及び平成２９年改訂レシピは，地震モーメントＭｏの算定において，①地震規模が小さい領域においては，Ｍｏが断層長さＬと断層幅Ｗとすべり量Ｄに比例するSomervilleetal.(1999)に従い，②ある程度地震規模が大きくなり，Ｗの上端から下端まで破壊が達した（Ｗが飽和した）後は，地震規模がＬとＤに比例する入倉・三宅(2001)に従い，③Ｗ及びＤがともに飽和するような長大断層の領域については，ＭｏがＬのみに比例するMurotanietal.(2015)に従うという，いわゆる「3stagescaling   model」を採用しており，長大断層においてすべり量が飽和するとの知見が地震学者の間の通説であることは明らかである。抗告人らにおいてすべり量が飽和しないとの知見であると主張し，原決定が検討材料とした地震学者らの発言等については，抽象的可能性を指摘したもの，又は，そもそもすべり量が飽和しない可能性を指摘するものではないものであり，当該発言等をもって，長大断層においてすべり量が飽和するか否かについて，専門家の間で見解が分かれていると理解するのは誤りである。
松田式が内包する不確かさの考慮
ａ地震ガイドⅠ．３．２．３⑵の「経験式の適用範囲が十分に検討さ
れていることを確認する」ことの意味
経験式は，その基となるデータの回帰分析（２変数ｘ，ｙのデータがあり，ある一方の変数ｘが他方の変数ｙを決定するという関係にあ－121－
るときに，独立変数ｘと従属変数ｙとの定量的な関係を求めること。）により得られるものであることから，基本的には，その基となるデータの範囲（適用範囲）において使用されることによって信頼性が担保されるので，当該経験式を適用範囲から外れるような震源断層に使用する（外挿）のは適切ではない。したがって，経験式を適切に使用するためには，経験式を適用する震源断層が当該経験式の適用範囲に含まれているかについて十分に検討する必要があり，これが「経験式の適用範囲が十分に検討されていることを確認する」ことの意味である。ｂ地震ガイドⅠ．３．２．３⑵の「経験式が有するばらつき」の意味経験式とは，一般に，ある事象（関係性）を最も確からしく表すために策定されたものであり，実際に発生した事象の各データを基に，最小二乗法によって求められる（最小二乗法とは，上記独立変数ｘと上記従属変数ｙとの間に関係式ｙ＝ｂｘ＋ａを想定した上，観測記録のデータや実験値等の現実の値（xi，yi）と関係式から求められる（ｘ，ｙ＝ｂｘ＋ａ）の各点の隔たりの二乗和を最小にするａ，ｂの関係を求める方法であり，隔たりを最小にして２変数の関係に最もよくあてはまる関係式を得ることができる。）。
このような経験式は，その基とされた各データのいわば平均像を示すものであることから，経験式とその基となった各データとの間には乖離が存在する。この乖離が経験式における「ばらつき」といわれるものである。
このことは，地震動評価に用いる経験式でも同様であり，経験式とその基となる各データとの間には必ず乖離，すなわち，「ばらつき」が生じる。そして，経験式はその基となる各データの平均像を示すものであること，経験式の基となるそれぞれのデータ（地震）には当該地震が発生した地域の地域特性（震源特性，伝播特性，増幅特性）が反
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映されていることから，経験式とその基となる各データとの乖離（ばらつき）は，当該データ（地震）の地域特性そのものを示すものとなっている。
そこで，地震動評価において経験式を用いるにあたっては，経験式には上記のような「ばらつき」が存在することを踏まえ，評価対象地域における地震の地域特性を十分に考慮した上で評価する必要があり，これが「経験式が有するばらつき」を考慮するということである。ｃ地震ガイドⅠ．３．２．３⑵で求められていることの意味上記ａ及びｂを踏まえると，経験式を適切に使用するためには，経験式を適用する震源断層が当該経験式の適用範囲に含まれているかについて十分に検討する必要があり，その際には，評価対象地域における地震の地域特性を十分に考慮した上で評価する必要があるというのが，地震ガイドⅠ．３．２．３⑵における「その際・・・経験式が有するばらつきも考慮されている必要がある」の意味するところである。抗告人ら主張の，「経験式のばらつき」として，経験式の基となったデータのうち，ばらつきが最大となるもの（ないし標準偏差分を平均値に上乗せした値）を考慮すべきだという考え方は，評価対象地域とは異なった地域の特性が反映されたデータを基準とすることとなるばかりでなく，要するにデータの最大値（ないし平均値から乖離した値）を用いることになるので，そもそも経験式を求める意味を失わせることになる。
ｄ相手方は地震ガイドⅠ．３．２．３⑵を踏まえて適切に「経験式が
有するばらつき」を考慮していること
以上を踏まえ，相手方が策定した基準地震動の策定過程について見てみると，相手方は，本件発電所の地震動評価において，詳細な調査等に基づいて敷地周辺の地域特性を把握し，その上で保守的なパラメ
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ータを設定し，さらに不確かさを考慮して地震動評価を行っている。例えば，松田式を用いて敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）の地震の規模を求める際には，松田式がレシピ等でも用いられ，多くの場面で実用されている信頼できる手法であること，震源断層の長さを用いるのに適した経験式であること，その基となるデータからは適用範囲が２０km～８０kmであること，その適用範囲を超える長大な断層については，地震本部の活断層長期評価手法（2010）で提案されている手法（断層長さが断層面の幅の４倍を超える場合には長さが４倍を超えないように区分した区間が連動するモデルを設定して地震規模を算出する手法）が示されていることを確認した。そして，相手方は，詳細な調査等に基づき，本件発電所の敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）の性状を把握するとともに，地震本部の中央構造線長期評価（2011）等を踏まえ，断層長さ約４８０kmとなる最大限の連動を考慮し，さらに，敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）が複数の活動区間（セグメント）に区分されていることを踏まえ，部分的な活動も考慮することとし，詳細な調査等から得られたデータを基に，断層長さ約５４km及び約１３０kmとなるケースも想定するなど，その地域特性を十分に考慮した。
そして，松田式の適用範囲及び敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）による地震についての地域特性を考慮して，断層長さ約５４kmのケースでは松田式をそのまま適用し，約１３０km及び約４８０kmのケースでは，上記活断層長期評価手法が提案する方法を採用し，長さが８０km以下になるようセグメント区分を行い，区分したセグメントごとに算出した地震規模を合計して断層全体の地震規模を求めた。このように，相手方は「経験式が有するばらつき」の考慮を地震ガイドに則って適切に行っている。
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断層長さの認識論的不確定性
相手方は，応答スペクトルに基づく地震動評価を行う際，耐専式に等価震源距離を用いることによる特性があることを考慮し，断層長さ約５４km，約１３０km及び約４８０kmの各ケースの評価に加え，約５４km   のケースで伊予灘セグメント（敷地前面海域の断層群）の両端のジョグの端部にまで断層破壊が及ぶと仮定して断層長さ約６９kmのケースについても念のため評価を行ったところ，結果的に断層長さ約６９kmのケースで保守的な（約１３０kmや約４８０kmのケースを若干上回る）評価が得られたことから，保守性を考慮し，応答スペクトルに基づく地震動評価を基にした基準地震動Ｓｓ－１を設定する際に考慮はしたものの，実際には断層長さ約６９kmとなる断層破壊は考え難いことも踏まえれば，本来であれば，基準地震動の策定において考慮する必要はないというべきである。
仮に，１０３kmや９０kmという断層長さを用いることによって，約１３０kmや約４８０kmのケースよりも大きな地震動が評価されたとしても，それは約６９kmのケースと同じく耐専式の特性によるものに過ぎず，そのような地震動を考慮する必然性もなければ，あえて，そのような地震動が求まることを期待して１０３kmや９０kmというケースで評価する必要性はない。
中央構造線長期評価（2011）との比較
１３０㎞ケースにつき，相手方の想定と上記長期評価の想定が異なるのは，断層のすべり量について，相手方が室谷ほか（2009）及び室谷ほか（2010）と整合するように設定しているのに対し，上記長期評価における地震規模は，地表変位量（７ｍ）が断層の平均すべり量と同じという仮定や，一部区間の断層の幅や平均すべり量が全長（約３６０km又は約１３０km）にわたって同一であるという仮定のもと算出されたものであ
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ることによるものであり，相手方が依拠した知見が相当である。なお，予測地図（2014）では，１３０㎞ケースのモーメントマグニチュードＭｗは，上記長期評価を下回る７．４とされたところ，これは，相手方が壇ほか(2011)を   用いて   設定し   た７．   ４と同   じであ   り，Fujii    andMatsu’ura(2000)を用いて設定した７．５を下回る。このように上記長期評価と予測地図（2014）のＭｗが異なるのは，長期評価が平均すべり量に地表変位量を用いたのに対し，予測地図（2014）ではレシピに従って，震源断層のモデル化を行ったためである。
したがって，相手方が設定したＭｗが過小であるとはいえない。５４㎞，６９㎞及び１３０㎞の各鉛直モデルに耐専式の適用を排除し
たこと
耐専式も，経験式である以上，その適用範囲を無視することはできないところ，基データを超える範囲であっても十分な検証によって，運用上，実際の観測記録を再現することが可能と判断された範囲において適用が可能であるとされ，この一定の範囲の目安として，遠距離，中距離，近距離，極近距離が示されている。しかし，極近距離を下回る範囲においては，未だ十分な検証がなされているとはいえないので，原則的には耐専式の適用範囲外であり，適用する場合であっても，適用できるかどうかについては個別に十分な吟味が必要とされるものである。抗告人らが指摘するように一部の観測記録に極近距離を下回る場合であっても耐専式を適用することが可能と考えられるものがあることは否定しないが，だからといって，他の地震にまで適用できるというまでの十分な検証がなされたとはいえない。
また，抗告人ら指摘の大野ほか（2001）は，相手方が用いた他の距離減衰式よりも古い知見である上，その適用結果も相手方採用の距離減衰式と概ね整合的であり，相手方の基準地震動の策定に影響を及ぼすもの
－126－
ではない。
耐専式が内包する不確かさ
抗告人らの主張は，経験式における基データのばらつき，すなわち，他の観測記録の地域特性を，そのまま本件発電所における地震動評価に用いるよう求めるものであり，そのような主張が失当であることは，上記とおりである。
相手方が南傾斜モデルを想定しなかったこと
仮に，断層長さ約４８０kmについて南傾斜モデルを想定して耐専式を適用したとしても，等価震源距離は，鉛直モデルより多少短くなるものの，相当に長い（地震波の減衰が大きい）から，地震動評価に与える影響は小さく，他のケースを大きく上回るような結果になることはない。
イ断層モデルを用いた手法による地震動評価


壇ほか(2011)とFujiiand   Matsu’ura(2000)壇ほか(2011)（平均応力降下量⊿σ＝３．４Ｍ㎩，アスペリティ応力降下量⊿σａ＝１２．２Ｍ㎩）は，レシピには採用されてはいないものの，壇ほか（2012），藤堂ほか（2012）及び壇ほか（2016）により，観測結果と整合することが確認されており，FujiiandMatsu’ura(2000)（⊿σ＝３．１Ｍ㎩）も，レシピにおいて，長大断層に適用するとされており，いずれも信頼性のある手法である。
長大断層における入倉・三宅式の適用
松島ほか(2010)は，その論文の中で，「長大断層に関しては，解析事例が少なく」，「今後はデータの蓄積とともにメカニズムの違いの影響やアスペリティに関する微視的断層パラメータの関係式などについて検討する必要がある」と記している。そして，Murotanietal.(2015)の著者は,松島ほか(2010)の著者と同一である（甲Ｆ５の１）ところ，室谷らは,入倉･三宅(2001)の長大断層への適用性について検証し,長大断層には
－127－
入倉･三宅(2001)ではなく,Murotanietal.(2015)を適用すべきという新しい知見を提案したものである｡これらのことからすれば,そもそも入倉･三宅(2001)の長大断層への適用について,Murotanietal.(2015)の最新の知見を用いず,松島ほか(2010)を根拠とする抗告人らの主張は,松島ほか(2010)の考え方を正解しておらず，理由がない。５４㎞ケースでの入倉・三宅(2001)による過小評価相手方は，入倉・三宅(2001)を，５４kmケースの評価に用いているが，併せて入倉・三宅(2001)よりも大きな地震モーメントＭｏを算出する壇ほか(2011)を用いた評価も行っているから，最終的に策定した基準地震動が過小評価となることはない。
不確かさの考慮の不十分さ
ａアスペリティ応力降下量
相手方が，アスペリティ応力降下量⊿σａの１．５倍を考慮したのは新潟県中越沖地震（超過事例③）における知見を踏まえたものであり，相手方が，⊿σａを１．５倍しても２０Ｍ㎩を下回る場合には，２０Ｍ㎩を不確かさとして考慮する（つまり，２０Ｍ㎩を下限値として不確かさを考慮する）こととしたのは，新潟県中越沖地震の震源断層のうち，最も大きな⊿σａが２３．７ＭＰａ（宮腰ほか（2015）・147頁表４）であり，同地震が逆断層であることを踏まえれば，敷地前面海域の断層群で想定される応力降下量はそれよりも小さくなるものと考えられる（佐藤(2010)，佐藤(2012)，佐藤(2016)）ことから，⊿σａの不確かさについては２０Ｍ㎩を下限値として考慮することが妥当であると考えたためである（新規制基準策定前の原子力規制委員会発足前の原子力安全・保安院の会合でも同旨の見解が述べられている。乙３６７〜３６９）。
ｂ南傾斜モデル
－128－
相手方が基本震源モデルの断層傾斜角を鉛直としたのは，変動地形学的観点，地震学的観点及び地球物理学的観点から，各種調査結果を総合的に評価するとともに，過去に発生した他の横ずれ断層に係る知見を踏まえた結果であり，高い信頼性を有している。
抗告人らは，甲Ｆ１４・42頁の図を基に，本件発電所の敷地前面海域で行った海上音波探査の結果からすれば，もっとも北側の地表付近の断層が８０度程度南に傾斜し，地下の震源断層は７０度ないしはそれ以上傾斜している旨主張するところ，同図によると，抗告人らが南傾斜を指摘しているのは，敷地前面海域の海底下浅部に見える最も外側（北端）の断層，すなわち，当審答弁書（地震動関係）・107頁図17（相手方が乙３７１－10を基に作成）のｆ１断層（本件発電所の敷地前面海域の海底下浅部の数条の活断層のうち北端にあり，海底面に明瞭な窪みをもたらしている断層）を指摘しているものと思われる。しかし，①ｆ１断層と同図ｆ２断層（ｆ１断層より南側に位置し，海底面に明瞭な窪みをもたらしている断層）との間は地溝を形成し，変形の累積が特に顕著であること（当審答弁書（地震動関係）・108頁図18，109頁図19，乙１９２－10，17），②本件発電所から沖合約８㎞の海底
下約２㎞には三波川
質境界としての中央構造線）が確認できるところ，ｆ１断層とｆ２断層は，上記会合地点へ収斂するように地下に延びており，かつ，ｆ１断層より北側の反射面は緩く南側に，ｆ２断層より南側の傾斜面は緩く北側にそれぞれ傾斜していること（同111頁・図20，乙１９２－48）等からすると，南傾斜のｆ１断層と北傾斜のｆ２断層との間の地下深部に震源断層が想定される（同111頁・図20）から，ｆ１断層の傾斜と震源断層の傾斜を同視する抗告人らの主張は誤りである（同112頁・図21）。
－129－
また，抗告人らが指摘する，甲Ｆ２７の「南向きに約５０度の角度で傾斜する逆断層」（乙３８７のFigure２⒝のLine２〔平面図〕，Figure７⒝のＦ１及びＦ２〔断面図〕，大野ほか（2005）の図２のＢ〔平面図〕）についても，中央構造線断層帯を構成する伊予断層の末端領域に形成されたスプレー断層（震源断層から分岐して形成された断層で，分岐断層ともいう。）の一部であり（大野ほか（2005）），震源断層と同一の傾斜を表すものではない（その余の主張に対する反論は，相手方原審準備書面⑸の補充書⑷第２の３・32頁以下，同補充書⑸第２の２⑵・35頁以下のとおり。）。
なお，南傾斜８０度の不確かさを考慮した地震動評価の結果について，鉛直の基本ケースと比較したところ，断層傾斜角を南傾斜８０度としたケースの地震動は，一部周期帯で基本ケースを上回るものの，全体としてはほぼ同じレベルの地震動の強さとなっているから，仮に南傾斜８０度を基本震源モデルに織り込んで他の不確かさと重畳させたとしても，地震動の評価結果はほぼ同じであることが予想できる。
ｃ破壊伝播速度


破壊伝播速度Ｖｒ＝０．７２Ｖｓ（地震発生層のＳ波速度）というのは，レシピにも示されている信頼性の高い知見であり，広く実用に用いられている。
ｄアスペリティ平面位置
抗告人ら主張のうち，中央構造線長期評価（2011）が伊方沖の引張性ジョグの存在を認めていないとの点については，上記長期評価は主に過去の活動時期の違いから活動区間を６つに区切っているのであり（乙３３・１頁），伊方沖のジョグを認めていないわけではなく，吉岡ほか(2005)は，中央構造線断層帯の活動セグメントについて，伊方沖で食い違う形で「伊予長浜沖活動セグメント」と「三机沖活動セグメン
－130－
ト」とを区分しており（乙３７２・１，84頁），本件発電所の敷地正面の海域にジョグが存在することを示している。
抗告人ら主張のうち，ジョグにアスペリティが想定し難いというのは確立した知見ではないとの点についても，ジョグが断層破壊の停止域になるということは，すなわち，ジョグの変位量が小さいことにほかならず，すべり量が小さな場所にアスペリティは通常存在しないことと，岩城ほか(2006)の指摘から示唆される「変位量の大きいところにアスペリティが分布する」こととを踏まえると，ジョグにはアスペリティが存在しないと考えられる（乙３７３－11）。
⑶敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（プレート間地震）
ア南海トラフから琉球海溝までの連動
抗告人ら主張のとおり南海トラフから琉球海溝まで連動するとしても，震源域は本件発電所の敷地から遠ざかる方向に延びることになるので，地震動は減衰し，本件発電所の敷地に与える影響は小さいことは容易に予想されることであり，そうであれば，本件発電所の敷地に大きな影響を与えると予想される地震として選定されるべき検討用地震としないことが不合理ではない。そして，南海トラフから琉球海溝まで連動した場合にすべり量が飽和するか否かは措くとしても，内閣府（2012ｂ）で設定された南海トラフ巨大地震モデル（Ｍｗ９．０）は，「科学的知見に基づく調査を行い，あらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震・津波」が設定されたものであり（乙２６１・５頁），すべり量についても最大級の値が設定されていると解釈できるから，琉球海溝との連動を考慮したとしても妥当するものであると考えられる。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価における地震規模の想定及び耐専式
の適用
奥村ほか(2012)の知見は，高レベル放射性廃棄物の地層処分施設のよう
－131－
に，地下深部に建設される施設の耐震性を検討する際に地震動をどのように設定するかという観点から，地下深部での補正係数を算定した上で，これを用いて東北地方太平洋沖地震の応答スペクトルの再現を試みた成果を報告するものであり，本件にそのまま当てはめることは相当でない上，Ｍ８．５の地震が適用上限とされている耐専式（乙１６８）をＭ９．０の東北地方太平洋沖地震に適用することが妥当であるかどうかについても何ら検証されていない。
また，相手方は，南海トラフの巨大地震について，断層モデルを用いた手法による地震動評価も行っている（Ｍｗは９．０と設定）上，南海トラフの巨大地震による地震動は相手方が策定した基準地震動と比較して相当に小さい地震動レベルである（乙１１－６－５－233）から，仮に，南海トラフの巨大地震について，応答スペクトルに基づく地震動評価の方法に不確かな点があったとしても，本件発電所の基準地震動の妥当性が直ちに失われるものではない。
ウＳＰＧＡモデルの適用
ＳＰＧＡモデルについては，観測記録を再現する上では優れた手法であったとしても，強震動を事前に予測するという観点からは未だ研究途上であり（乙３７４・３頁），ＳＰＧＡモデルを用いていないからといって，本件発電所における地震動評価が合理性に欠けることにはならない。⑷敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（海洋プレート内地震）敷地ごとに震源を特定して策定する地震動の評価では震源を特定することが必須であり，特に断層モデルを用いた手法による地震動評価では，詳細なパラメータ設定が必須であることから，想定される断層モデルは現実的に設定可能でなければならないところ，予測地図(2014)は，「プレート内地震はプレート内に水平の断層面を設定する。」とし，そのうち，敷地周辺のフィリピン海プレートにＭ８．０の海洋プレート内地震を想定するにあたっては，
－132－
「安芸灘～伊予灘～豊後水道のＭ７．６～８．０の地震については８０km×８０kmの矩形断層面」（乙２６３・113，126頁）を想定しているが，敷地周辺のフィリピン海プレートの厚さは３０～３５km程度である（乙３７５）から，九州下方に斜めに沈み込むフィリピン海プレートに対して，このように大きな水平矩形断層面を設定することは，プレートを突き抜ける断層面を設定することになり，現実的な断層モデルの設定は不可能である。仮にプレート内に収めるために，斜めに沈み込むプレートと並行な断層面を仮定するとしても，薄いプレートをさらに薄く裂くような破壊を想定せざるを得ず，力学的には想定し難いものがある。
また，スラブ内で発生するマグニチュード７前後の大地震の場合，プレート間地震や内陸地殻内地震に比べて短周期地震波の励起が大きい（地震動が強くなり，震度が大きくなりやすい）ことが知られており，歴史地震を評価するにあたり一般的に用いられている手法によって，大規模なスラブ内地震を評価すると，他の地震タイプと比べてある程度の震度以上の領域面積が大きくなるので，結果的に地震規模を過大に評価するおそれがあることから，相手方は，神田ほか(2008)及び髙橋ほか(2008)等の知見を踏まえ，海洋プレート内地震の地震規模を設定したのであり（乙３９１・５～13頁），その評価内容に不合理な点はない。
なお，相手方は，不確かさの考慮においてはＭ７．４を設定している（乙１１－６－５－33，34，94）。
⑸年超過確率
基準地震動は決定論的な考え方に基づき策定するものであるのに対し，年超過確率はこれとは異なる観点，すなわち，確率論的な観点から評価し，参照するものであることから，抗告人らの指摘は基準地震動の合理性を左右するものではない。
４争点３⑵（新規制基準の合理性に関する各論〜耐震設計における重要度分類－133－
の合理性）
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の４記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
⑴外部電源が耐震重要度分類Ｃクラスであること


原決定は，①外部電源は，全交流電源喪失を免れるために必要な設備であるとはいえるけれども，外部電源の全てについてＳクラスやＢクラスに分類してしまうと，相当な人的物的資源が割かれることになってしまい，社会通念上も現実的でない，②新規制基準は，外部電源の機能喪失に備えて非常用電源設備の設置を要求し（設置許可基準規則３３条７項），外部電源及び非常用電源設備の機能喪失に備えて代替電源設備の設置を要求し（同５７条），いずれも基準地震動に対する耐震安全性を要求することによって，可及的に電源供給面における耐震安全性を確保しようとしているなどとして，外部電源を耐震重要度分類Ｃクラスとする新規制基準の定めは，合理的であると判示する。
しかし，福島第一原発事故の教訓を踏まえ，耐震設計審査指針類に反映させるべき事項について検討を行うことを目的として設置された原子力安全委員会の地震・津波関連指針等検討小委員会が，「（福島第一原発事故において）外部電源喪失が重要な要因となっていることから外部電源受電施設等の耐震安全性に関する抜本的対策が不可欠であ」り，「耐震設計上の重要度分類指針の見直しの必要がある」ととりまとめていること（甲Ｅ２３・８頁），などによれば，非常用電源に過度に期待せず，外部電源の耐震性を高めることが福島第一原発事故の重要な教訓であることは間違いなく，規制機関もこれを認めていたものであるから，外部電源を耐震重要度分類Ｃクラスとする新規制基準の定めは，福島第一原発事故の教訓を踏まえておらず，合理的とは認められない。
－134－
⑵重大事故等対処施設及び重大事故等対処設備が基準地震動を超える地震動
に対する耐震安全性を確保していないこと
新規制基準は，基準地震動を超える地震動が発生した際に重大事故等対処施設の地盤がこれを支持できることを求めておらず（設置許可基準規則３８条），基準地震動を超える地震動が発生した際に重大事故等対処施設が必要な機能を喪失しないことを求めておらず（同３９条），重大事故等対処設備自体ないしその設置場所，アクセスルート（道路及び通路）について基準地震動に対する耐震性の確保さえ求めておらず（同４３条），地震を明示的に想定したものとしては常設と可搬型とで保管場所を変えるべきことを規定しているに過ぎない（同条３項５号）。
原決定は，新規制基準は，重大事故等対処設備である代替電源設備について位置的分散等の適切な措置を講じることを求めているから，基準地震動を超える地震動に対する耐震安全性を確保していなくても，その評価が適切に行われる限りは，非常用ディーゼル発電機やその他代替電源設備が同時に機能を喪失するおそれを社会通念上無視し得る程度に低減することができると判示する。
しかし，設置許可基準規則は，第２章において，想定すべき外部事象を選定し，当該外部事象による損傷が事故の誘因とならないよう施設の損傷防止を求め，もって，設計基準対象施設について，設計に当たって想定すべき外部事象による損傷を原因とした故障（共通要因などにより安全機能が失われる状況）が発生しないようにした上で，それでもなお共通要因に起因する設備の故障が発生したことを想定し，第３章において，重大事故等対策を求めている。
このように重大事故等対策は，想定外の外部事象を原因とする共通要因故障に対応するための対策であり，また，原決定指摘の位置的分散は基準地震動を超える地震を想定した対策ではない（甲Ｅ２４）から，重大事故等対処
－135－
設備について基準地震動を超える地震動に対する耐震安全性を要求していない新規制基準は，合理的とは認められない。
⑶非常用取水設備の耐震重要度分類が無視されていること原決定は，非常用取水設備のうち，①海水ピット堰は耐震重要度分類Ｓクラスに，②海水取水口，③海水取水路，④海水ピットスクリーン室，⑤海水ピットポンプ室はいずれもＣクラスに分類されているものの，②ないし⑤は，耐震重要度分類Ｃクラスとはいえ，いずれも常設重大事故緩和設備として位置付けられ，基準地震動に対する耐震安全性が確保されている（設置許可基準規則３９条１項３号）から，非常用取水設備の耐震重要度分類は合理的であると判示する。
しかし，耐震重要度分類Ｃクラスでも，結果的にＳクラスと同等の耐震性を有していたから問題ないと言うのは，耐震重要度分類に従って設備を設計して安全性確保を図る耐震設計の思想を否定するものであり，原決定は不当である。
（相手方）
⑴外部電源の耐震重要度分類
抗告人らの主張は，外部電源に過度な要求を行うもので，安全対策に係るバランスを欠いており，グレーデッドアプローチの考え方も無視するものであり，失当である。
仮に外部電源をＳクラスに設定したとしても，多大な人的，物的資源を投入し，結果的に全ての設備において高い信頼性を確保することは不可能であるし，一方で他に安全確保が必要な設備の維持・管理が行えなくなり，却って原子力発電所の安全性を損なうことも考えられる。また，外部電源には不確定な要素が多々あり，たとえ耐震重要度分類でＳクラスに設定したとしても，非常用の電源には適していない。
この点，相手方は，本件３号機が発電を停止し，かつ，外部電源が喪失し
－136－
た場合に備えて，１台で必要な容量を有する非常用ディーゼル発電機を２台設置しているが，新規制基準を踏まえ，それぞれが７日間にわたって必要な電力を供給することができるだけの燃料を備蓄して信頼性の向上を図るとともに，外部電源や非常用ディーゼル発電機の機能が失われたことにより重大事故等が発生した場合においても，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損等の防止のために必要な電力を確保するとの観点から，代替の非常用電源として，空冷式非常用発電装置，電源車，蓄電池，可搬型直流電源装置等を配備しており，これらの非常用電源については，共通要因によって外部電源や非常用ディーゼル発電機と同時に機能を喪失しないよう，独立した電線路により接続するとともに，外部電源や非常用ディーゼル発電機との位置的分散を考慮して設置するなどしている（乙１１－８－１－686～692，乙１３－376～384）。また，これらの非常用電源については，重大事故等に対処するための設備としてＳクラスと同じく基準地震動に対する耐震安全性を確保している（乙５９，乙１１４～１１７）。


⑵重大事故等対処施設及び重大事故等対処設備の耐震安全性仮に基準地震動を超える地震動が発生したとしても，原子力発電所の安全上重要な設備は，耐震安全上の余裕を有しており，基準地震動を超える地震動によっても直ちに安全機能が損なわれるわけではないし，可搬型設備は，常設設備に比べると経験則的に耐震上優れた特性が認められ，本件３号機の可搬型重大事故等対処設備も，高い耐震性を確保している（乙５９，６０，１１７）。こうした点を踏まえると，常設重大事故等対処設備及び可搬型重大事故等対処設備である代替電源設備（空冷式非常用発電装置，電源車，蓄電池，可搬型直流電源装置等）について，外部電源や非常用ディーゼル発電機と同時に共通要因によって機能が損なわれるおそれがないよう位置的分散を考慮して異なる保管場所に保管するなどの適切な措置を講じることを求める新規制基準の規定は合理的であり，そうした対策によって，代替電源設備
－137－
が外部電源や非常用ディーゼル発電機と同時に共通要因によって機能が損なわれるおそれを社会通念上無視し得る程度に低減することができる。なお，代替電源設備の位置的分散は，津波のみを想定したもの（甲Ｅ２４の会合における原子力規制庁の事務局からの説明）ではなく，「いろいろな共通原因」に対する対策として位置付けるべきであることが指摘されており（同会合における原子力安全基盤機構の関係者の指摘，乙３２４），「いろいろな共通原因」には，当然ながら地震動も含まれる。
また，新規制基準では，基準地震動を超える地震動も踏まえた要求がなされている。例えば，①重大事故等対策では，上記のとおり経験則的に耐震上優れた特性が認められる可搬型設備（可搬型重大事故等対処設備）による対策を基本とし，常設の設備も組み合わせることで多様性を持たせて，信頼性を向上させ（設置許可基準規則４７条，同解釈４７条１項⑴ａ）及び同ｂ）等），②重大事故防止設備は，地震等の共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性を考慮して，適切な措置を講じることが求められ（同４３条２項３号，同条３項７号，同解釈４３条４項），③可搬型重大事故等対処設備については，地震，津波等の条件を考慮した上で，常設重大事故等対処設備とは異なる保管場所に保管することが求められている（同４３条３項５号）。さらに，合理的に予測される範囲を大幅に超える大規模な自然災害が発生した場合には，発電用原子炉施設の大規模な損壊に至る可能性もあるが，新規制基準では，そのような場合に備え，３号要件として，原子力発電所を設置する者が重大事故等対策に係る技術的能力を有することを求め，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによって原子炉施設の大規模な損壊が生じた場合における体制の整備に関し，手順書の整備，当該手順に従って活動を行うための体制及び資機材の整備を要求している（技術的能力基準２．１）。
－138－
⑶非常用取水設備の耐震重要度分類
耐震重要度分類においてＳクラス，Ｂクラス及びＣクラスという分類は，設計基準対象施設としての役割に着目した分類であって，重大事故等対処設備（常設耐震重要重大事故防止設備，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備等）としての役割に着目した分類には用いられない（設置許可基準規則解釈別記２の２）。常設重大事故緩和設備だからといって設計基準対象施設としての相対的重要度を無視してＳクラスに分類することには何ら意味がないし，重要度を恣意的に変更することは，グレーデッドアプローチの考え方を無視するもので，却って安全性を損なう可能性もある。抗告人らの主張は，耐震設計重要度分類の目的も意義も理解しないものであり，失当である。５争点３⑶（新規制基準の合理性に関する各論〜使用済燃料ピット等に係る安全性）
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の５記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
⑴堅固な施設で囲い込まれていないこと
ア竜巻による衝突
原決定は，竜巻については，飛来物の衝突による施設の貫通及び裏面剥離を想定するなどしても安全機能が損なわれないことが確認されているので，外部からの不測の事態に対する防御という点において，使用済燃料ピットの安全性に欠けるところはないと判示する。
しかし，竜巻により飛来物が使用済燃料ピットに侵入することを許容する設計となっていること自体を具体的危険性と捉えるべきであるし，竜巻により複数の飛来物が使用済燃料ピットに侵入し，使用済燃料ピットや使用済燃料に衝突したとしても安全機能は損なわれないことの疎明はなされ
－139－
ていない。
イ冠水状態の維持
原決定は，使用済燃料が冠水状態で貯蔵されている限り，放射性物質を含む高温高圧の水蒸気が瞬時に発生流出するような事態が生じる可能性は見出し難く，使用済燃料ピットと原子炉とは，想定される放射性物質の漏出のおそれに差があるから，使用済燃料ピットが原子炉ほどの「堅固な施設」による囲い込みまでは要しないとすることは，社会通念に照らして不合理でないと判示する。
しかし，使用済燃料が無条件に「冠水状態で貯蔵されている限り」という前提を置いている点で判断を誤っている。福島第一原発事故において，４号機の使用済燃料ピットの冷却機能が喪失したにもかかわらず冠水状態が維持されたのは，偶然に偶然が重なって，隣接する原子炉ウェルから水が流れ込んだためであること（甲Ｄ２８９）などからすれば，使用済燃料の冠水状態を維持できない事態が生じることを想定していない新規制基準は，福島第一原発事故の教訓を踏まえておらず，合理的とは認められない。
⑵稠密化された使用済燃料ピットの危険性
原決定は，使用済燃料ピットにおける使用済燃料の配置について，米国原子力規制委員会から市松模様にして配置する運用が各事業者に指示されているという状況にあることはいえても，そのような配置方法が国際基準として確立されていることが窺える資料も見当たらないと判示する。しかし，福島第一原発事故を受けて改正された原子力基本法１条２項が原子力利用の安全確保について，「確立された国際的な基準を踏まえ」ることと
したのは，少なくとも
．．．．．
確立された国際的な基準を踏まえなければならない（基準が国際的に確立されていることが基準遵守の十分条件となる）としたものであり，確立された国際的な基準でなければ踏まえなくても良い（基準が国際的に確立されていることが基準遵守の必要条件となる）としたものではな
－140－
い。使用済燃料の市松模様状の配置については，使用済燃料ピットが危機的状況に陥った福島第一原発事故の教訓を踏まえ，国会事故調査会もその導入を提言していること（甲Ｃ１０・120頁），新たに設備を設置することもなく容易に実行可能な対策であることなどからすれば，使用済燃料の市松模様状の配置を要求していない新規制基準は，合理的とは認められない。
（相手方）
⑴堅固な施設で囲い込まれていないこと
ア竜巻による衝突


相手方は，竜巻により複数の飛来物が使用済燃料ピットに侵入して使用済燃料ピットや使用済燃料に衝突したとしても安全機能は損なわれないよう設計を行っている（乙１１－８－１－320～343，472，乙１３・58～63）。また，相手方は，竜巻により飛来物となり得る車両や資機材について，固縛，固定又は竜巻防護施設との離隔を適切に行い，かつ，完全な固縛管理が困難な乗用車等の車両については，周辺防護区域又は立入制限区域に該当する本件３号機の原子炉建屋（使用済燃料ピットを設置する燃料取扱棟を含む。）及び原子炉補助建屋周辺で車両の立入りを制限し（実用炉規則９１条２項６号），竜巻防護施設のある海水ピット周辺及び重油タンク周辺でも駐車禁止エリアを定め，作業のための資機材運搬車両等以外の運転者が長時間離れるような車両の駐車を原則禁止するなどの飛来物発生防止対策を講じることで，竜巻による飛来物の発生数を極力少なくしており（乙３２５－６条（竜巻）－別添１－資料５－34～35，資料１０－１～27），竜巻防護施設に影響を及ぼす複数の飛来物が同一の竜巻防護施設に衝突する可能性は極めて小さいことが原子力規制委員会の審査で確認されている（乙３２６・14頁）。
イ冠水状態の維持
新規制基準は，使用済燃料を冠水状態で冷却できるよう対策を求めた上
－141－
で（設置許可基準規則１６条，同５４条１項，同解釈５４条２項），それでも使用済燃料ピットの水位が異常に低下し，使用済燃料の冠水状態が保てなくなることも想定し，使用済燃料ピット内の使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和するとともに，燃料が損傷した場合であっても，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備を整備するよう求めている（同５４条２項，同解釈５４条３項）ところであり，新規制基準が「冠水状態を維持できない事態が生じることを想定していない」との抗告人らの批判は誤りである。
そして，相手方は，設置許可基準規則５４条２項，同解釈５４条３項を踏まえ，中型ポンプ車及び加圧ポンプ車を用いて小型放水砲による使用済燃料ピットへのスプレイが可能となるよう設備を設けるとともに，大型ポンプ車（泡混合機能付）又は大型ポンプ車を用いた大型放水砲による燃料取扱棟への放水が可能となるよう設備を設けるなどの対策を講じている（乙１１－８－１－671～674）。
⑵稠密化された使用済燃料ピットの危険性
相手方が本件３号機の使用済燃料ピットに貯蔵した使用済燃料については，市松模様状の配置を行うまでもなく安全性を確保している。仮に，市松模様状に配置することが使用済燃料ピットに保管する使用済燃料の安全性をより向上させるための一つの選択肢を提案するものだとしても，これを採用していないからといって本件３号機の使用済燃料ピットに保管する使用済燃料が安全性に欠けるわけではないし，これを要求していないからといって新規制基準が合理性に欠けることにはならない。
６争点３⑷（新規制基準の合理性に関する各論〜地すべりと液状化現象による危険性）
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の６記載のとおりであるから，これを引用する。
－142－
（抗告人ら）
⑴地すべり
ア重油タンクの周辺斜面の解析モデルの不存在
原決定は，東側斜面の高さと，東側斜面の法尻と重油タンクの距離，地すべりの移動距離は斜面の高さの概ね１．４倍，２倍であるという各知見を理由に，相手方が解析モデルを作成しないことは不合理とはいえないと判示する。
しかし，相手方及び原判決が依拠する斜面と高さに関する各知見は，「概ね」の数値を示すものに過ぎない。例えば，東北地方太平洋沖地震により，高さ５０ｍ程，斜面勾配１５度程度の山で，移動距離約１２０ｍの地すべりが発生し，これにより，１０戸が全壊し，１３人が死亡した事例がある（甲Ｃ７７，７８）。この事例では，地すべりは，斜面の高さの２倍を優に超えて移動している。結局，地すべり現象は，自然的誘因や斜面勾配等の地形的要因，さらには地質時代や岩相などの地質的要因が複雑に関係しており，未だ完全なメカニズムの解明には至っていないのであるから，斜面の高さにどれ程の離隔距離があれば，地すべりにより崩れてきた土塊が到達しないかなどということは不明と言わざるを得ないのであり，本件では少なくとも解析モデルを作成して安全性を確認することは不可欠であり，解析モデルすら作成しないのは不合理である。
イ本件発電所が三波川帯にあること
原決定は，「安定性評価の対象となる周辺斜面は，基礎地盤と同様に，表土や風化した岩盤を削り取るなどの対策を講じた後の，いわゆる堅硬な斜面について行われており，佐田岬半島が一般に著しい片理が発達するなど有数の地すべり地帯であるとの指摘が，佐田岬半島において上記と同様の対策を講じた後の堅硬な斜面について一般的に妥当することを窺わせる資料は見当たらない。」と判示する。
－143－
しかし，原決定のこの判示は，「佐田岬半島が一般に著しい片理が発達するなど有数の地すべり地帯である」との抗告人らの主張を認めておきながら，地すべりの危険性が残ることの立証責任を，抗告人ら側に課したものであり，原決定説示の司法審査の一般論（事業者の側において具体的危険が存在しないことを主張立証する必要がある。）と矛盾している。
ウ生越鑑定書の信用性
原決定は，生越鑑定書（甲Ｃ１９６）について，「昭和５１年１２月３０日に作成されたもの」であり，「依拠した各種知見や調査結果の精度が現時点でも科学的技術的に見て，今なお当然に耐えうるとは限らない」などと判示する。しかし，生越鑑定書は，裁判所が選任した鑑定人である生越和光大学教授が，二度にわたり現地調査を行った上で作成した鑑定書であり，現地調査の際には，広島大学理学部地質鉱物学教室の小島教授（結晶片岩研究の権威）が鑑定補助者として参加したものであり，その学術的価値，証拠価値は十分に認められる。また，生越鑑定書が作成された当時，国及び相手方は，中央構造線が活断層であることを否定していたが，生越鑑定書は中央構造線の活動性を明言していた。現時点においては，中央構造線が活動性を有する活断層であることは国及び相手方とも否定し得ない事実であり，その当時の国及び相手方の主張と，生越鑑定書の主張のどちらが正しかったかは，歴史的に明らかである。


エ相手方の深部ボーリング調査は本件原発の安全性を保証しないこと原決定は，小松意見書（甲Ｃ３２４）に基づく抗告人らの主張について，「深部ボーリング調査により，少なくとも深度約２０００ｍまで続く結晶片岩の層が堅硬かつ緻密であること」などを理由に排斥している。しかし，相手方が２０００ｍの深部ボーリングを実施した地点は，本件原発敷地の南西端の場所であり（乙２６９・30頁），本件原子炉の炉心から約９００ｍ離れているところ，新潟県中越沖地震（超過事例③）では，
－144－
柏崎刈羽原発の同一の敷地内の約８９０ｍ離れた４号機と７号機で地震動が約２．４倍も異なっている（甲Ｃ１１５）から，相手方の実施した深部ボーリング調査では，本件発電所の安全性を保証することはできない。
⑵液状化
ア液状化の危険性
原決定は，本件敷地の高さはＴ．Ｐ．＋１０ｍであるところ，相手方による調査の結果，本件敷地の埋立部における地下水の平均は，海面の高さと同等のＴ．Ｐ．＋０ｍであること等を理由に，抗告人らの主張は採用できないと判示する。
しかし，平常時の水位が地表面を下回ることにより液状化が起こり得ないかのような判示は，事実誤認である。現に，新潟県中越沖地震（超過事例③）では，柏崎刈羽原発敷地内において多数の液状化現象が生じたが，当然のことながら平常時の地下水の水位が地表面を上回っているわけではなかった。
また，原決定は，①海水ポンプエリアから津波による海水流入の可能性があること，②本件発電所の安全確保に必要な施設のうち，ⅰ海水ポンプエリアに繋がる配管，ⅱ緊急時に海水ポンプエリアで事故対策を行うための取付道路，ⅲ可搬設備の設置場所等の関連施設等がＴ．Ｐ．＋１０ｍより低い位置にある可能性があること（伊方原発２号炉のストレステストに関し，相手方が平成２４年８月２３日にプレスリリースした資料には，ⅲの可搬型消防ポンプの配置場所がＥＬ〔標高〕５ｍであり，消防自動車配置場所がＥＬ１０ｍ以下の高さであることが明記されている。甲Ｅ２５）等について検討した形跡がなく，審理不尽である。
イ液状化の影響
原決定は，仮に埋立部において液状化が発生したとしても主要構内道路の通行性が確保できるよう，埋立部を通らずに通行できるアクセスルート
－145－
を確保する等の対策を講じているから，不等沈下によって通行に支障が生じシビアアクシデント対策を実施することが不可能となるとまでいうことはできないと判示する。
しかし，地震による液状化の影響は，事前には予測できないものであり，液状化の際にその他の現象である，配管やマンホール等の地中埋設物の浮き上がる可能性や，泥水が噴出して道路が冠水する可能性，噴砂の可能性等が検討されておらず，これによる通行障害等の影響等も疎明されていないのであり，原決定の判示は余りに楽観的である。
（相手方）
⑴地すべり
ア重油タンクの周辺斜面の解析モデルの不存在
抗告人らが指摘する東北地方太平洋沖地震の際の事例（地すべりの移動距離が斜面の高さの約２．４倍）は，相手方が依拠した約２倍という知見と矛盾が生じる程度の結果ではないし，本件３号機の重油タンクとその東側斜面の法尻との距離が東側斜面の高さの約３倍であることを踏まえると，２倍を超える可能性があったとしても，十分に余裕があると考えられる。
イ本件発電所が三波川帯にあること
抗告人ら指摘の原決定の説示は，相手方が，佐田岬半島が三波川帯に属する地すべり地帯であるとの抗告人らの指摘に対し，本件発電所の敷地において斜面の安定性評価の対象となるのは，表土や風化した岩盤を削り取るなどの対策を講じた後の堅硬な斜面であり，当該斜面において地すべりは生じないとの解析結果を示すなどして必要な主張，疎明を尽くしており，その一方，抗告人らが相手方の主張，疎明に対する立証活動に失敗していることを述べたものであるから，原決定が示した司法審査の在り方と何ら矛盾するものではない。
ウ生越鑑定書の信用性
－146－
生越鑑定書は，鑑定事項のうち，岩石の強度，地すべりの規模・頻度等に係る定量的な鑑定が求められていると思われる事項についても，抽象的で定性的な見解を述べるばかりで，具体的に岩石の強度などを試験により明らかにした形跡はなく，観察内容を述べるにしても，当該観察地点が具体的にどこなのか，添付されている写真がどの地点で撮影されたものなのかも全く明らかにしていない。このような鑑定書に，学術的価値も証拠価値もないことは明らかである。
エ相手方の深部ボーリング調査
抗告人らの主張は，深部ボーリングからは鉛直方向の地盤情報しか得られないということを前提にしており，誤りである。
抗告人は，オフセットＶＳＰ探査を実施し，本件発電所の敷地（本件３号機の炉心位置も含む。）の水平方向の深部地盤構造の調査を行い，柏崎刈羽原子力発電所のような特異な地下構造が本件発電所の敷地の地下深くに存在しないことを確認した。すなわち，オフセットＶＳＰ探査の結果，本件発電所の敷地には，大規模な断層を示す不連続，地震動の特異な増幅の要因となる低速度域及び褶曲構造は認められず，その速度構造（地震波の速度分布）は乱れがなく均質である（乙１１－６－３－83，302～303，乙３５－38～45，55～58，乙１９２－34～36）。
⑵液状化
ア液状化の危険性
抗告人ら指摘の，新潟県中越沖地震の際に柏崎刈羽原発で発生した液状化は，東京電力のその後の調査により地下水位が地表面付近にある地点（主に海側の地下水が飽和した地盤）で発生していることが分かっている（乙３２８－８～17）のに対し，本件発電所の敷地における地下水位が地表面に対して十分に低い。
また，①海水ポンプエリアから津波による海水流入の可能性については，
－147－


相手方は，海水ポンプエリアからの津波の流入を防止するための対策，すなわち，海水ポンプエリアへの水密扉，水密ハッチ等の設置，貫通部の止水処置の実施等，適切な対策を講じていることから，海水ポンプエリアから海水が流入するおそれはなく（乙１１－８－１－194～198，乙１３－45），②本件発電所の安全確保に必要な施設のうち，ⅰ海水ピット並びにこれに接続する海水取水路，海水取水口及び海水管ダクトについては，いずれも堅硬な岩盤に支持させているので，液状化により損傷することはなく（乙１３－33，269），ⅱⅲの可搬型重大事故等対処設備の保管場所並びに保管場所から使用場所まで運搬するための経路及びその他の設備の被害状況を把握するための経路（アクセスルート）については，いずれも標高（ＥＬ．）１０ｍ以上の地点に位置し，液状化等によって必要な機能を喪失しないことを確認している（乙３２９）。
抗告人らは，甲Ｅ２５を示してⅲの可搬型設備の一部（消防自動車）がＥＬ.１０ｍより低い地点に配置されていることも指摘するが，甲Ｅ２５は，本件３号機に係る資料ではない上，新規制基準制定以前の状況を示した資料であり，現在は，新規制基準の制定を踏まえ，可搬型設備の配置位置も当時からは大きく変更されており，現在は，ＥＬ.１０ｍより低い位置には配置されていない（乙３２９－資６別添１－14）。
イ液状化の影響
本件発電所の敷地の埋立部において液状化は生じないと判断されるが，相手方は，保守的に液状化及び揺すり込みによる不等沈下が発生することをあえて想定するとともに，地下構造物の損壊による陥没の発生なども考慮し，アクセスルートにおける影響評価を実施し，アクセスルートの通行性に支障がないことを確認している。具体的には，不等沈下に対する評価結果は，埋立部で発生する勾配は最大２％，段差量は最大で５cmとなり，緊急車両が徐行により登坂可能な勾配（約１５％）及び走行可能な段差量
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（１５cm）をいずれも下回っており，また，地下構造物の損壊に対する評価結果は，埋立部の地下構造物については鋼板設置等の事前対策を行っていること，地下構造物の損壊に伴って地表面上に発生する陥没を想定しても，仮復旧作業を行うことで比較的短時間で通行性を確保することが可能であってアクセスルートへの影響はないことを確認している（乙３２９－資６別添１－26以下）。
７争点３⑸（新規制基準の合理性に関する各論〜制御棒挿入に係る危険性）原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の７記載のとおりであるから，これを引用する。
８争点３⑹（新規制基準の合理性に関する各論〜基準津波策定の合理性）原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の８記載のとおりであるから，これを引用する。
９争点３⑺（新規制基準の合理性に関する各論〜火山事象の影響による危険性）次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の９記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
⑴立地評価
原決定は，まず，「立地評価に関する火山ガイドの定めは，少なくとも地球物理学的及び地球化学的調査等によって検討対象火山の噴火の時期及び規模が相当前の時点で的確に予測できることを前提としている点において，その内容が不合理である」と，火山ガイドが不合理であることを認めながら，「ＶＥＩ７以上の規模のいわゆる破局的噴火については，その発生の可能性が相応の根拠をもって示されない限り，発電用原子炉施設の安全性確保の上で自然災害として想定しなくても，当該発電用原子炉施設が客観的に見て安全性に欠けるところがあるということはできないし，そのように解しても，本件改正後の原子炉等規制法の趣旨に反するということもできない」とする。
－149－
しかし，立地評価に関する火山ガイドが不合理であるということは，本件発電所の適合性審査において用いられた具体的審査基準が不合理であるということにほかならず，原決定が定立した規範に照らせば，人格権侵害の具体的危険が存在することが事実上推定される。このような場合にどのような判断がなされるべきかについて，原決定が終始引用する福岡高裁宮崎支部決定によれば，相手方において人格権侵害の具体的危険が存在しないことを立証しなければならないという結論になるはずである。
そうであるにもかかわらず，原決定は，福岡高裁宮崎支部決定と同様に，（抗告人らによって）破局的噴火の可能性が相応の根拠をもって示されない限り人格権侵害の具体的危険が存在するとは認められない旨の，自らが定立した規範に真正面から抵触するような判断を行っているのであり，不当としか言いようがない。
原決定は，噴火の時期及び規模を相当前の時点で的確に予測することは現在の火山学の水準では不可能であるとしているのであるから，抗告人らにおいて破局的噴火の可能性の存否を立証することなど不可能であり，結局のところ，ＶＥＩ７クラスの破局的噴火については，事業者も原子力規制委員会も，何ら考慮しなくてよいといっているに等しい。
しかし，現在の火山学の科学技術水準がＶＥＩ７クラスの破局的噴火を的確に予測できないのであれば，的確に予測できないことを前提として，万が一に備え，破局的噴火が発生したとしても原発の安全性に支障がないような対策を講じる（設計対応不可能な火山事象に対しては「離隔」する）というのが，「安全の確保を旨」（原子力基本法２条１項）とした本来の規制の在り方のはずである。
この点につき，原決定が引用する福岡高裁宮崎支部決定は，ＶＥＩ７クラスの破局的噴火を考慮しなくてよい根拠として，「少なくとも今日の我が国においては，このようにその影響が著しく重大かつ深刻なものではあるが極、
－150－
めて低頻度で少なくとも歴史時代において経験したことがないような規模及、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、、
び態様の自然災害
、、、、、、、、
の危険性（リスク）については，その発生の可能性が相応の根拠をもって示されない限り，建築規制を始めとして安全性確保の上で考慮されていないのが実情であり，このことは，この種の危険性（リスク）については無視し得るものとして容認するという社会通念の反映とみることができる」と判示するが，①原発の安全性を一般建築規制と同様のレベルでとらえている点，②確立された国際的な基準にも我が国の原発規制の中にもどこにも定めのない「歴史時代において経験しているか否か」という，独自かつ極めて緩やかな基準を持ち出して，破局的噴火を「極めて低頻度」と認定している点で誤っている。


なお，原決定は，阿蘇カルデラの噴火可能性の判断の中で，「破局的噴火の直前にはプリニー式等の爆発的噴火が先行することが多く，このことはカルデラ噴火の機序からも説明できる」として，Nagaoka（1998）の噴火ステージ論を前提として破局的噴火の可能性を否定しているようであるが，上記噴火ステージ論については，長岡信治の指導担当教授であった町田洋・東京都立大学名誉教授が「噴火ステージのサイクルは，テフラ整理のための一つの考え方に過ぎず，これによって破局的噴火までの時間的猶予を予測できる理論的根拠にはなりません」と明確に述べており（甲Ｄ３４３），原決定は誤りである。原決定が依拠する福岡高裁宮崎支部決定も，破局的噴火が開始してからカルデラ崩壊が始まるまでの期間（数日から数週間）にプリニー式噴火が発生したことを示す小林ほか(2010)や前野(2014)を挙げて「多くの巨大噴火がプリニー式噴火に始まる」としているだけであり，仮に近年阿蘇でプリニー式噴火が起きていないからといって，破局的噴火までの時間的猶予が数十年以上あるということにはならない。
⑵降下火砕物の最大層厚の想定
アＶＥＩ７クラスの噴火による降下火砕物の最大層厚
－151－
原決定は，南九州地域に存在する複数のカルデラの１つでＶＥＩ７クラスの破局的噴火が発生した場合には少なくとも１５㎝以上（最大で５０㎝程度）の降灰があり得るという抗告人らの主張に対して，立地評価における判示と同様，本件発電所の運用期間中に阿蘇４噴火のような噴火が発生する可能性が相応の根拠をもって示されているとはいえないから，そのような破局的噴火に伴う降下火砕物の影響を考慮の外に置いたとしても，本件発電所が客観的にみて安全性に欠けるところがあるということはできないと判示するが，この判示が不当であることは，前記⑴のとおりである。イＶＥＩ６クラスの噴火による降下火砕物の最大層厚原決定は，①阿蘇におけるマグマ溜まりの現状に関する最新の知見がないこと，②噴火ステージ論を根拠として，少なくとも阿蘇に関する限り，ＶＥＩ６クラスの巨大噴火の発生を考慮しないことが社会通念上不合理であるとまでいうことはできないと判示し，③阿蘇以外の南九州のカルデラについては検討していない。
しかし，①については，須藤ほか（2006）によれば，「草千里南部には，その直下にマグマ溜まりと考えられる地震波低速度領域の存在が指摘されて」おり，その大きさは，「直径３～４㎞程度の領域が考えられる」というのである（なお，降下火砕物の噴出体積についての相手方の主張が誤りであることにつき甲Ｇ１３ないし１５）。このような知見が存在するにもかかわらず，相手方は，ＶＥＩ６クラスの噴火が起こらないことの疎明をしていない。
また，②についても，噴火ステージ論が根拠とならないことは，前記⑴のとおりであり，マグマの性質についての相手方の主張も誤りである（甲Ｇ１６）。
さらに，③についても，姶良カルデラは，ＶＥＩ７クラスの噴火では手方の想定をはるかに超える約５０㎝の降下火砕物が到達していることが確
－152－
認されており，ＶＥＩ６クラスの噴火で１５㎝を超える降下火砕物が到達しないのか，十分保守的な検証がされなければならないはずである（甲Ｇ２１〜２３，２６）。
以上によれば，原決定が誤りであることは明らかである。ウ阿蘇におけるＶＥＩ５クラスの噴火による降下火砕物の最大層厚抗告人らは，阿蘇カルデラにおいて，ＶＥＩ５クラスの中でも最大の噴火（噴出物量１０㎦）が発生する可能性をも指摘していた。これに対し，原決定は，抗告人らの主張をすり替え，阿蘇におけるＶＥＩ５クラスの噴
火の検討ではなく，九重山における
、、、、、、、
１０㎦の噴火の可能性がないことを指
摘して抗告人らの主張を退けている。
このような主張のすり替えが許されないことは言を俟たない。⑶降下火砕物の大気中濃度の想定及び吸気フィルタの閉塞
アセントヘレンズ観測値を用いることの不合理性
原決定は，大気中火山灰濃度として，セントヘレンズ観測値（３３．４㎎／㎥）を用いて安全性が確保されているか否かを評価するのが相当と判示する。
しかし，ヤキマ地区における層厚がわずか８㎜程度しかなく，１５㎝の火山灰を想定している本件においてそのまま用いる根拠は何ら示されていないし（仮に最大層厚に比例して大気中濃度が大きくなるとシミュレートした場合，８㎜で３３．４㎎／㎥だとすると，１５㎝では３３．４㎎／㎥×１５０㎜÷８㎜＝６２６．２５㎎／㎥となる。），噴火の規模からしても，セントヘレンズの噴火（ＶＥＩ４）よりも，相手方が１４㎝の層厚となることを想定している九重山の九重第一軽石噴火（ＶＥＩ５）の方が大きく，原決定は誤りである。
イ電力中央研究所の「数値シミュレーションによる降下火山灰の輸送・堆積特性評価法の開発（その２）‐気象条件の選定法およびその関東地方で
－153－
の堆積量・気中濃度に対する影響評価」（以下「電中研報告」という。）
に関する判断の不合理性
原決定は，電中研報告について，計算機コード（ＦＡＬＬ３Ｄ）にバグの存在が確認されるなどの諸問題が指摘されていることなどを根拠として，現時点で原子力規制委員会が電中研報告を前提とした影響評価を相当とするに至っていないと認定した上，電中研報告の内容をそのまま
、、、、
降下火砕物
の影響評価に用いることが相当でないことは明白であると判示する。しかし，電中研報告で紹介された大気中火山灰濃度は，火口から８５㎞ほど離れた横浜（層厚約１６㎝）で１０００㎎／㎥近い数値が得られたというのであって，噴出率について一桁程度過大になっているという指摘が事実だとしても，未だ１００㎎／㎥という濃度はあり得ることとなり，相手方のフィルタ交換が間に合う限界ライン６６㎎／㎥（後記ウ）を上回ること，ＦＡＬＬ３Ｄのバグはその後修正され，諸外国では既にある程度実用化されていること（甲Ｇ３，４）に照らすと，原決定は誤りである。
ウ吸気フィルタの閉塞


原決定は，非常用ディーゼル発電機の吸気消音器のフィルタが閉塞して，非常用ディーゼル発電機が機能喪失する可能性に関して，セントヘレンズ観測値（３３．４㎎／㎥）を前提とした場合に降下火砕物によってフィルタが閉塞するまでの時間はおよそ２時間弱であると試算されるところ，フィルタ交換に要する時間は１時間程度であり，フィルタの形状，構造，取付手順等に照らすと，フィルタ交換の所要所間の見込みは一応合理的
、、、、、
であ
ると判示する。
しかし，前記判示を前提としても，相手方のフィルタ交換が間に合う限界ラインはセントヘレンズ観測値の約２倍である６６㎎／㎥であるところ，降下火砕物の大気中濃度がこれを上回る可能性があり（前記イ），また，相手方は，抗告人らが指摘したフィルタ交換作業の困難性について何らの
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疎明をしていないので，原決定は誤りである。
エ原決定後の原子力規制委員会の見解の変遷
原決定後の平成２９年５月１５日に開催された原子力規制委員会における降下火砕物の影響評価に関する検討チーム第２回会合では，規制庁より，堆積量１５㎝となる場合，降灰継続時間を仮定して堆積量（実測値）から推定する手法を用いた場合には，降下火砕物大気中平均濃度は，３～７ｇ/ｍ３（降灰継続時間１２時間）ないし２～４ｇ/ｍ   ３（降灰継続時間２４時間）となる計算結果や，数値シミュレーションを用いると気中濃度は１～２日程度数ｇ/ｍ３となるという計算結果が示された（甲Ｇ９・７～15頁）。この後者の計算結果について，規制庁の説明担当は，１～２日程度数ｇ／㎥という濃度が継続するというのは「常識的な範囲の想定」であることを明言している（乙３４５・25頁）。そして，相手方従業員２名も出席していた同年６月２２日の同検討チーム第３回会合では，電気事業連合会より，本件発電所につき，参考濃度（前記と同様の手法に基づいた試算値）は約３．１ｇ（＝３１００㎎）/ｍ３となる一方，現状の限界濃度は０．７ｇ（＝７００㎎，セントヘレンズ観測値の約２３倍）/ｍ３という数値が示されている（乙３４４・２頁）。つまり，「常識的な範囲の想定」である参考濃度の４分の１程度の濃度でも，本件原発の現状設備では対応できないことを電気事業連合会も認めざるを得なくなったということである。
以上からすれば，少なくとも現時点での本件発電所は，想定される自然現象である降下火砕物に対し，安全施設たる非常用ディーゼル発電機が安全機能を損わないとは言えないものになっており，設置許可基準規則６条１項に違反するものと言わざるを得ず（規制庁によるバックフィット〔原子炉等規制法４３条の３の１４，同法４３条の３の２３〕が予想されることにつき，甲Ｇ１０ないし１２），そうでないことの相手方の
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疎明はないから，具体的危険の存在が推認されるというべきである。なお，相手方は，万が一，降下火砕物の大気中濃度が高い環境下において全交流電源喪失になったとしても，蒸気で稼働するタービン動補助給水ポンプを用いた冷却方法があると主張するが，１５㎝もの火山灰の降灰が観測されるようなことは，我が国では産業化を遂げて以降ほとんど経験がなく，実際に原子力発電所のような複雑な構造物に大量の降灰がある場合，予め想定されなかった事態が同時多発的に発生し少なからぬ混乱が生じることは容易に想像でき，そのような状況下で全交流電源喪失となった場合，果たして本件原発の作業員が想定通り可搬型ホースを施設できるのか，極めて疑問である。
⑷降下火砕物の非常用ディーゼル発電機機関内侵入による影響
ア摩耗に対する影響
原決定は，摩耗に対する影響について，三菱重工意見書（乙１９６）を全面的に採用し，降下火砕物が黄砂よりも脆弱であって，間隙に入り込んだとしても，「接触により破砕され，燃焼に伴う排気ガスとともに排出される」か，「潤滑油とともにクランクケース内へ降下することになる」ため，摩耗は生じないと認定する。
しかし，火山灰はシリンダライナ及びピストンリングの材料である鋳鉄と比較して破砕されにくく（硬度は火山灰が鋳鉄より硬い。），また，火山灰と黄砂の大気中濃度の違い，ひいては，機関内に侵入する粒子の量の違いを無視している点で，原決定は不当である。さらに，粒径の小さい火山灰の侵入（粒径１２０㎛より小さい降下火砕物はフィルタで捕集されることなく機関内に侵入する）に対してどのように対処するのかについても，相手方は何ら疎明できていない。
イ焼付に対する影響
原決定は，焼付に対する影響についても，三菱重工意見書（乙１９６）
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を全面的に信用して，仮に膨張行程でシリンダ内の温度が１０００℃を超えて非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入した降下火砕物の溶融が生じたとしても，極めて短時間の局所的な現象であり，シリンダ内の温度はすぐに降下火砕物の融点より低い温度にとどまり，降下火砕物は再び固化すると考えられるとして，焼付は生じないと断じている。しかし，機関内に侵入した火山灰は，０．０７５秒（相手方主張の，吸入→圧縮→膨張→排気の４行程１サイクルのうちの膨張のような１行程の所要時間）ごとに２０００℃の温度（甲Ｄ３５７）で加熱されることになるところ，たとえ２０００℃になるのが一瞬であったとしても，それがこれほど短時間に連続して起これば，火山灰も相応の高温になり得るのであって，これを無視した原決定には，審理不尽の違法がある。
（相手方）
⑴立地評価
原決定は，立地評価に係る火山ガイドの記載について，少なくとも検討対象火山の噴火の時期及び規模が相当前の時点で的確に予測できることを前提としている点においてその内容が不合理であると判示している。しかし，火山ガイドの，将来の活動可能性が否定できない火山に対して行う設計対応不可能な火山事象が原子力発電所運用期間中に影響を及ぼす可能性が十分小さいかどうかの評価は，あくまで当該原子力発電所の運用期間中に限定し，①設計対応不可能な火山事象の到達可能性及び②原子力発電所の運用期間中の活動可能性を通じて，検討対象火山の原子力発電所に対する影響を評価するものであって，噴火の時期及び規模を的確に予測しようとするものではない。
したがって，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所の運用期間中に原子力発電所に到達する可能性の大小をもって立地の適不適の判断基準とするものであるという点において火山ガイドが不合理であるとはいえない。
－157－


そして，相手方は，ＶＥＩ７クラスの噴火である阿蘇４噴火を考慮して立地評価を行い本件発電所の安全性に影響を及ぼさないことを確認している。すなわち，①阿蘇４火砕流が到達したのであれば当該堆積物が残されている可能性が高いと考えられる佐田岬半島の地点を選定して地表踏査又はボーリング調査を行った結果，阿蘇４噴火による火砕流堆積物は確認されなかったこと，本件発電所の敷地と阿蘇カルデラの間には約１３０㎞の距離があり地形的障害も認められることなどを総合的に検討し，阿蘇４火砕流は本件発電所の敷地まで達していない（設計対応不可能な火山事象の到達可能性はない）と判断し，②各種文献による現在のマグマ溜まりや噴火活動の状況から，本件発電所の運用期間中に，少なくとも阿蘇４噴火のような巨大噴火が発生して本件発電所に影響を及ぼすことはない（本件発電所の運用期間中の活動可能性はない）と判断した。
なお，抗告人らは，原決定が，ＶＥＩ７クラスの破局的噴火の可能性に係る判断にあたって，Nagaoka（1988）の噴火ステージ論を根拠にＶＥＩ７クラスの噴火の直前にはプリニー式噴火（大量の軽石や降下火砕物が火口から空高く噴出されて主として大規模な降下火砕物として風下に降下するような噴火活動）等の爆発的噴火が先行することが多いと認定したことを批判するが，ＶＥＩ７クラスの噴火の直前にプリニー式噴火等の爆発的噴火が先行することが多いことは，Nagaoka（1988）のほか，小林ほか（2010）及び前野（2014）によっても裏付けられており，抗告人らの主張は誤っている。
⑵降下火砕物の最大層厚の想定
アＶＥＩ７クラスの噴火による降下火砕物の最大層厚原決定の，ＶＥＩ７クラスの直前にプリニー式噴火等の爆発的噴火が先行することが多いとした認定が妥当であることは，前記⑴のとおりである。イＶＥＩ６クラスの噴火による降下火砕物の最大層厚抗告人らが引用する須藤ほか(2006)が述べるマグマ溜まりは，Sudoand
－158－
Kong（2001）に示されているマグマ溜まりと同一のものであり，相手方が小規模と判断しているものである（乙１１－６－８－10）。その理由は，以下のとおりである。
まず，須藤ほか(2006)が述べるマグマ溜まりについては，須藤ほか(2006)において得られた地震波低速度領域（地震波の速度がその周辺の部分に比べて遅い領域であり，液体等が存在すると地震波は遅くなることから，マグマ溜まりと推定される。）の形状から，ほぼ球形と想定できる（甲Ｇ２・302頁）ところ，須藤ほか(2006)では，この直径を３～４㎞と見込んでいることから，その体積は，球の体積の公式（４／３×π×ｒ３）により１５㎦〜３０㎦程度と見積もることができる。
次に，須藤ほか（2006）は，このマグマ溜まりについて，数パーセント以上の溶融状態であれば説明できるとしている。この溶融状態の見積もりは室内実験の結果と比較して領域全体の平均的な値として推定したものであって，溶融状態にあるマグマの存在形態を特定できるものではないが，例えばマグマ溜まりが３％程度の溶融状態にあるとしたときに，仮に溶融状態にある液相と固相がはっきりと分離していて液相の全量が噴出可能な状態であると想定すれば，そのままの状態で噴出できるマグマの体積は０．５～１㎦程度と見積もることができる。そして，マグマは，火山灰，軽石等の降下火砕物や火砕流等として噴出する際には，地上付近では減圧，発泡して空隙を含むから，降下火砕物の噴出体積としてはこのマグマの体積の２．５倍（乙３３９，３７８）である１．２５～２．５㎦に相当し，相手方が阿蘇の噴火規模として想定している草千里ヶ浜軽石（阿蘇山において約３．１万年前に起きた噴火による噴出物）を噴出した噴火の噴出体積（約２．３９㎦）と齟齬するものではない（もっとも，須藤ほか（2006）で用いられた地震波による解析では溶融したマグマがどのような形で存在するのか特定すること－159－
は困難である。すなわち，数パーセントの溶融状態の存在形態については，溶融状態にある液相〔液体部分〕と固相〔結晶，岩石部分〕がはっきりと分離して存在しているとの想定がある一方，液相が固相に浸み込んでマグマ溜まりに一様に存在して固相と共存しているとの想定もありえる。前者の場合，溶融状態にあるマグマの全てがそのままの状態で噴出可能な状態となる一方，後者の場合，マグマ溜まり全域において固相が占める割合が５０％を超えるために噴出できないことになってしまう。前者の液相と固相が全く混合していない状態は不自然であるし，後者は現に阿蘇山中岳が活動していることと矛盾し，このような極端に偏った存在形態はいずれも考え難いが，地震波による解析では，両者の中間でどのような存在形態をとるのか特定することは困難である。したがって，相手方の主張は，具体的な噴出量を正確に算定して草千里ヶ浜軽石の噴出体積と大小の比較をするものではなく，あくまで全体的なスケール感として齟齬するものではないとの趣旨である。）。
また，ＶＥＩ６クラスの噴火は，プリニー式噴火もしくはウルトラプリニー式噴火を典型とする大規模な噴火であり（乙３３９），主に安山岩質～珪長質マグマがそのような大規模な噴火を起こす（マグマの性質は，二酸化ケイ素〔シリカ，ＳｉＯ２〕の重量あたりの成分量によって異なり，概ね，①５２％以下を玄武岩質と，②５２～６３％を安山岩質と，③６３～７０％をデイサイト質と，④７０％以上を流紋岩質と，③④を珪長質といい，二酸化ケイ素含有量が多いほど噴火の仕方は爆発的となる。乙３４０）ところ，阿蘇のマグマ溜まりに関連するとされる中岳から現在噴出しているマグマは，プリニー式噴火を起こしにくい①玄武岩質～②安山岩質が主体である（乙３４１）。
よって，須藤ほか(2006)が示すマグマ溜まりは，阿蘇山においてＶＥＩ６クラスの噴火が起こる危険性があるとの抗告人らの主張を裏付けるも
－160－
のではない。
ちなみに，相手方は，阿蘇の噴火について，草千里ヶ浜軽石を噴出した噴火（約３．１万年前，噴出量約２．３９㎦）を考慮したが，本件発電所への影響は，阿蘇山よりもより近距離に位置する九重山において相手方が想定する噴火（約５万年前，噴出量約２．０３㎦，ただし審査過程のシミュレーションでは噴出量を６．２㎦と想定）の影響の方が大きい。


南九州のカルデラについては，抗告人ら指摘の姶良カルデラにおける既往最大の噴火（約９万年前に起きた福山降下軽石を噴出した噴火。噴出量は４０㎦以上。ＶＥＩ６）を踏まえても，①本件発電所の南東方向約１５㎞に位置する宇和盆地において福山降下軽石の堆積層が確認できないこと（乙２９０－90〜92），②降下火砕物の堆積分布は，偏西風の影響を大きく受ける（乙３７８・８頁）ところ，本件発電所の敷地は，南九州のカルデラ火山からみて北北東の方角に位置しており，偏西風の風下から大きく外れること，③福山降下軽石堆積物の分布についての長岡ほか（2001）の知見（相手方の即時抗告理由書（火山）に対する答弁書・20頁，相手方の裁判所の釈明事項に対する釈明書・25頁）等に照らすと，姶良カルデラにおけるＶＥＩ６クラスの噴火による降下火砕物の層厚が，相手方が九重山の噴火で想定した降下火砕物の層厚（１５㎝）を超えることは考え難く，後者の方が本件発電所に及ぼす影響は大きい。⑶降下火砕物の大気中濃度の想定及び吸気フィルタの閉塞
アセントヘレンズ観測値
現時点において降下火砕物の大気中濃度に係る数値シミュレーション手法が確立されていない中，セントへレンズ観測値は，既往の観測記録としては最大のものであるところ，相手方がセントへレンズ観測値を用いて行った非常用ディーゼル発電機の吸気消音器の吸気フィルタの閉塞時間の試
－161－
算は，種々のパラメータをフィルタがより早く閉塞する方向で単純化したより保守的な想定に基づくものであり，安全サイドに余裕をもって評価しているものであって，仮にこの観測記録を超える大気中濃度になったとしても安全が損なわれるものではない。
すなわち，相手方は，本件３号機において，多重性を有する外部電源（３ルート６回線）を有しており，降下火砕物によって直ちにこれらの外部電源が全て機能を喪失するものではないが，万が一，外部電源を喪失した場合に備えて，２台の非常用ディーゼル発電機を設置し，さらには空冷式非常用発電装置や号機間連絡ケーブル等の電源を設置して，多重性又は多様性及び独立性を備えた電源を確保している（乙１１－８－１－565～569，686～692）。
このうち，非常用ディーゼル発電機については，吸気消音器を下方向から吸気する構造とし，加えて吸気消音器の入口に吸気フィルタを取り付けることで，降下火砕物が非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入することを防止している。また，吸気フィルタは，下方向から吸気する構造としていることから，そもそも降下火砕物によって容易に閉塞するものではないが，相手方は，仮に吸気フィルタが閉塞した場合でも吸気フィルタを交換することで運用可能な時間的余裕があることを評価し確認している。具体的には，降下火砕物の大気中濃度について，既往の観測記録を参考値として用いた上で，下方向から吸気することにより降下火砕物を吸い込みにくい構造としていることを考慮せず，大気中濃度のまま全て吸い込まれて吸気フィルタに捕集されることを前提とするなど，保守的に評価して，吸気フィルタの交換に時間的な余裕があることを確認している。
イ電中研報告
抗告人らは，ＦＡＬＬ３Ｄによる数値シミュレーションはある程度信頼できる段階にあると主張する。
－162－
しかし，ブエノスアイレスのＶＡＡＣで運用しているＦＡＬＬ３Ｄのシステムは，試験的にシミュレーションしているものであって検証もされていないものであり（乙３４７），抗告人らの主張は理由がない。
ウ吸気フィルタの閉塞
相手方のフィルタ交換が間に合う限界ラインは，抗告人らの主張よりは余裕がある（前記ア）。
また，①吸気フィルタの交換作業自体は容易であること，②吸気消音器の設置場所の足場は，グレーチング（鋼材を格子状に組んだ溝蓋）であり，格子の間は吹き抜けになっているため，降下火砕物がグレーチングの上に堆積することはないこと，③吸気フィルタの交換作業のために作業員が建屋間を移動する必要はなく，また，吸気フィルタは人力で運べるものであることから，作業が降灰による通行止めの影響を受けることもないこと等に照らすと，抗告人ら指摘のフィルタ交換作業の困難性は理由がない。
エ原決定後の規制委員会の見解
降下火砕物による影響評価に係る参考濃度に係る規制要求については，平成２９年７月１９日の原子力規制委員会において基本的考え方が付議され，今後，改めて原子力規制委員会に対して具体的な基準の改正案が示される予定とされた（甲Ｇ１０・12頁）。
そして，同年９月２０日開催の原子力規制委員会において，規則等の改正案が示され，非常用ディーゼル発電機については，火山現象による影響が発生又は発生するおそれがある場合に，機能を維持するための対策，体制の整備を求め，これを保安規定に記載することを求める実用炉規則等の改正案が示された。また，火山ガイドについて，非常用ディーゼル発電機の降下火砕物の大気中濃度に係る影響評価において用いるべき「原子力発電所の火山影響評価ガイドに示す手法を用いて求めた気中降下火砕物濃度」（従前の降下火砕物の影響評価に関する検討チーム等－163－
において議論された「参考濃度」に概ね相当するもの。以下「気中降下火砕物濃度」という。）の設定方法を規定する改正案が示された。この火山ガイドの改正案において示された気中降下火砕物濃度の設定方法は，これまでの原子力規制委員会，降下火砕物の影響評価に関する検討チームにおいて議論された降灰継続時間を仮定して堆積量から推定する手法及び数値シミュレーションにより推定する手法（甲Ｇ１１）を踏襲して，いずれかの手法を用いて設定するとしたものであり，理論的手法による降下火砕物の大気中濃度の設定は，現時点においては非常に不確かさが大きく困難なところ，総合的判断として，降下火砕物の粒径の大小に関わらず同時に降灰が起こると仮定するなどした，実際の降灰現象と比較して非常に保守的な値となる手法とされている（乙４３４）。これらの規則等の改正案については，同日の原子力規制委員会において了承されたうえ（乙４３５），同月２１日から同年１０月２０日までの間パブリックコメントに付されている。また，今後の予定として，同年１１月頃の原子力規制委員会において，パブリックコメントで示された意見に対する考え方を示すとともに，規則等の最終的な改正案を示す方針が示されている（乙４３４）。なお，改正後の規制等の実施にあたっては，経過措置として，施行から約１年後までは適用しないこととされている（乙４３４）。


抗告人ら指摘の現状の限界濃度は，吸気消音器が下方向から吸気する構造であることを考慮せず，大気中濃度のまま全て吸い込んで吸気フィルタに捕集されることを前提としているため（乙３４３・４頁），実際にはさらに余裕があると考えられるが，相手方は，今後，下方向から吸気する構造であることの効果についても試験を行って余裕を確認し，あるいは除灰システムの導入等について検討を行うなどして，さらなる安全性の向上に取り組むこととしている（乙３４４）。
－164－
具体的には，①カートリッジ式フィルタの採用による交換作業の容易化（フィルタ交換時間の短縮），②運転継続中のカートリッジ式フィルタの順次取換え，③フィルタ表面積の拡大（閉塞に対する時間的余裕）の３つの要素が相まって，気中降下火砕物濃度として想定されるような数ｇ／㎥オーダーの濃度で降下火砕物を大気中濃度のまま全量吸い込んでフィルタに捕集されると仮定したとしても，非常用ディーゼル発電機の機能を十分維持できるよう基本設計を行ったものであり（乙４３６），現在，作業上の効率性と閉塞に対する時間的余裕の増大をバランス良く実現できる最適な組み合わせについて，詳細設計を行っているところである。詳細設計の確定後，火山灰フィルタの製作を行い，平成２９年１２月末頃までに設置が完了する予定である。
また，相手方は，降下火砕物の影響によって全交流電源を喪失した場合であっても，長期間にわたって原子炉の冷却を継続し，本件３号機の安全を確保することができることを確認している。具体的には，本件３号機には，電力供給を必要としない原子炉の冷却手段として，蒸気発生器で発生する蒸気で稼働するタービン動補助給水ポンプを用いた冷却方法があるところ，タービン動補助給水ポンプを稼働させるためには，水源からタービン動補助給水ポンプに給水を行う必要があるが，本件３号機においては，動力源がなくともタービン動補助給水ポンプに給水が可能な水源（電動あるいは内燃機関等の動力の介在を必要とせず，高低差を利用した水流によって給水が可能な水源）によって約１７．１日間にわたって原子炉の冷却が可能であり，給水に動力源が必要な水源も含めれば約２０．２日間にわたって原子炉の冷却が可能である。加えて，本件３号機の水源のみならず本件１号機及び本件２号機に係る水源を活用すれば，動力源がなくとも給水が可能な水源を用いて合計約２４．４日にわたって，給水に動力源が必要な水源も含めて用いれば合計約６５．
－165－
５日間にわたって本件３号機の原子炉を冷却し，安全を確保することができる（乙３４３・18頁）。したがって，本件３号機においては，万が一，降下火砕物の大気中濃度が高い環境下において全交流電源を喪失するような事態が発生した場合を想定しても，放射性物質が環境に大量に放出されるような事態に至る具体的危険性はない。
⑷降下火砕物の非常用ディーゼル発電機機関内侵入による影響
ア摩耗に対する影響
抗告人らは，硬度は火山灰が鋳鉄より硬いので火山灰はシリンダライナ及びピストンリングの材料である鋳鉄と比較して破砕されにくいと主張する。
しかし，破砕のしやすさは，強度（じん性）（物体が外力を受けた場合に破壊に対して示す抵抗力〔粘り強さ〕。じん性が大きいためには，亀裂の進展が遅く，高い極限強さとともに塑性・延性がなければならない。）の問題であり，硬度の問題ではない（例えば，木よりもガラスの方が硬度が高いにもかかわらず，木製バットで窓ガラスを簡単に破砕することができることを考えれば，破砕しやすさが硬度の問題ではないことは明らかである。）。三菱重工意見書（乙１９６）においても，降下火砕物の性質について，硬度とは関係なく，一般的に降下火砕物に含まれる火山ガラスを主成分とするシラスの例から，石英を主成分とする川砂等に比べて破砕されやすい性質がある（じん性が小さい）と述べ，破砕しやすさの観点では，降下火砕物よりも黄砂の方が非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入した場合に部材を摩耗せさせる可能性が高いと考えられるとし（上記意見書・２，４頁），原決定はこれを採用しているのである。
また，抗告人らは，想定される降下火砕物の濃度は黄砂の濃度より格段に高いとも主張する。
しかし，本件３号機の非常用ディーゼル発電機の吸気消音器は下方向か
－166－
ら吸気する構造となっており，吸気フィルタが取り付けられていることから，降下火砕物の本件３号機の非常用ディーゼル発電機の機関内への侵入は概ね防止されるし（乙３４５），機関内に侵入した降下火砕物も，その大半は，シリンダとピストンの間に侵入することなく，重油等の燃焼により発生する煤同様に排気ガスとともに外気へ放出されると考えられる（上記意見書・２頁）。
さらに，降下火砕物の大気中濃度が高い状況では，比較的大きなサイズの粒子が主体となる（乙３４８，３４９）から，粒径の小さい火山灰が大量に機関内に侵入することはない。
イ焼付に対する影響
抗告人らは，２級舶用機関整備士指導書（乙３５０）に「瞬間最高約２０００℃」と記載されていることを根拠として，瞬間最高温度の２０００℃が短時間に連続して起これば降下火砕物もそれなりの高温になると主張する。
確かに，抗告人ら指摘の上記指導書においてピストン本体の材質として挙げられているアルミニウム材料は，３００℃程度で大幅に強度が低下する（乙３５１）が，非常用ディーゼル発電機や舶用機関に用いられるような往復動内燃機関（ピストン運動を用いた内燃機関）において，燃焼ガスが高温になるにも関わらず部材等の高温による破壊等が防止されているのは，燃料が燃焼して燃焼ガスが高温になるとはいっても，燃焼は間欠的であるために常に高温にさらされるわけではないし，部材等の高温による破壊を防止するための冷却が行われることによるものである（乙３５２）。三菱重工意見書も，同様の仕組みを指して，仮に膨張行程でシリンダ内の温度が１０００℃を超えたとしても極めて短時間の局所的な現象であり，シリンダ外側を循環するシリンダ冷却水によって常時冷却していることから１０００℃を上回るような高温状態が継続することは考え難く，シリン
－167－
ダ内の温度はすぐに降下火砕物の融点より低い温度にとどまるとしている（乙１９６・５頁）のである。
10争点３⑻（新規制基準の合理性に関する各論〜シビアアクシデント対策の合理性）
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の１０記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）


⑴水素爆発対策（設置許可基準規則３７条２項，５２条，５３条）原決定は，①全炉心内のジルコニウム量の７５％が水と反応するという想定について，原子力規制庁の職員の発言のみをもって相当保守的な数値であると認定し，また，②相手方の解析によって反応割合が３０％と評価されていると認定し，解析コードＭＡＡＰにはＭＣＣＩの進行を過小評価する傾向があること等を踏まえて，１００％のジルコニウムが水と反応することを仮定しなくても，相手方の評価に不合理な点はないと判示する。しかし，①については，原決定は，解析コードＭＡＡＰにはＭＣＣＩの進行を過小評価する傾向があることについて，何ら検討を行うことなく，原子力規制庁の職員の発言のみをもって相当保守的な数値であると認定しており，事実認定に誤りがあり，②については，相手方は，ジルコニウムの反応割合が３０％となると評価する解析の具体的な内容について，疎明を行っていない。
⑵水蒸気爆発対策（設置許可基準規則３７条２項）原決定は，水蒸気爆発対策の合理性について，実機で炉心溶融が発生した場合に大量の溶融物が水蒸気爆発の外乱となるおそれを相手方がどのように評価したのかは明らかでなく，また，実機における大量の溶融物が外乱となる可能性まで直ちに否定されるものとまではいえないとしながら，相手方が水蒸気爆発の危険性が極めて小さいと評価したことは一応合理的であるとい
－168－
え，水蒸気爆発の危険性を除外することを認めた原子力規制委員会の判断も不合理ではないと判示する。
しかし，実機における大量の溶融物が外乱となる可能性が否定できない（甲Ｅ５３）以上，本件原発の水蒸気爆発対策に係る原子力規制委員会の判断が合理的であるとは認められない。
⑶緊急時対策所（設置許可基準規則３４条，６１条）原決定は，緊急時対策所が免震機能を備えていないとしても，免震機能と同等の高い耐震安全性を備え，緊急時対策所の機能が緊急時にも維持されることが確保されているのであれば，重大事故等の対策として何ら問題はないと考えられるから，必ずしも免震機能を要求しない新規制基準の内容は不合理でないと認められると判示する。
しかし，原決定は，本件原発の緊急時対策所が「免震機能と同等の高い耐震安全性を備え，緊急時対策所の機能が緊急時にも維持されることが確保されている」か否かについて，何ら検討を行っておらず，審理不尽がある。⑷特定重大事故等対処施設（設置許可基準規則４２条）原決定は，特定重大事故等対処施設の設置をめぐる経過措置を含む新規制基準は合理的であり，相手方が策定した重大事故全般に第一次的に対処するための方針に不合理な点は見当たらないから，特定重大事故等対処施設が設置されていないからといって直ちにその措置が不合理であるとはいえないと判示する。
しかし，可搬式設備には接続作業等の人的対応が必要となるデメリットがあることからすれば，このデメリットを部分的にではあるがカバーし得る常設設備である特定重大事故等対処施設の設置を猶予することに安全性の観点から合理性を見出すことはできない。
（相手方）
⑴水素爆発対策（設置許可基準規則３７条２項，５２条，５３条）
－169－
相手方の解析評価においては，全炉心内のジルコニウムのうち，水と反応する割合は約３０％であるところ，これの２倍以上の反応割合（７５％）に補正して水素濃度を求め，さらに，不確かさの考慮として，ＭＣＣＩによるジルコニウムの反応割合が全炉心内の約６％であることを踏まえ，基本ケースに加算して８１％として評価を行っている（乙１１－１０－７－２－138～141，乙１３－205）ことからも，相当保守的な数値といえる（ジルコニウムの反応割合が全炉心内の３０％となると評価する解析の具体的な内容については，乙１１－１０－７－２－128～135，252）。⑵水蒸気爆発対策（設置許可基準規則３７条２項）本件３号機においては，溶融炉心が原子炉下部キャビティに落下する際，原子炉下部キャビティは準静的（物質系の変化が，常に熱平衡状態〔物体間の熱の移動がなく，相の変化，例えば水から水蒸気への変化もない状態〕に十分近い状態であること）であり，実験で付加したような膜沸騰状態を不安定化させる外乱は発生しないと考えられ，大規模な水蒸気爆発に至る可能性は極めて低いと考えられる（乙３７９〜３８１）。
⑶緊急時対策所（設置許可基準規則３４条，６１条）本件３号機の緊急時対策所が新規制基準の要求に適合していることは，原子力規制委員会の審査結果が示すとおりである（乙１３－409～417）。⑷特定重大事故等対処施設（設置許可基準規則４２条）について可搬式設備については，抗告人ら指摘のデメリットがあるとしても，想定していた配管が使えなくなった場合でも他の配管への接続を試みることができる，接続に要する時間も接続手法の改善で短縮が見込める，作業環境も接続場所の分散などによって選択肢を広げる等の対策が可能となるなど対応の柔軟性があるとともに，耐震性上優れた特性があるというメリットの方が大きいことは，原決定が判示するとおりである。
11争点３⑼（新規制基準の合理性に関する各論〜テロリズム対策の合理性）
－170－
次のとおり補足するほか，原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の１１記載のとおりであるから，これを引用する。
（抗告人ら）
⑴本件発電所がテロリズム及びミサイル攻撃の標的となる具体的危険性原決定は，争点を「テロリズム対策の合理性」と整理し，結論として，テロリズム対策に関する新規制基準の内容や相手方が取った措置又は方針を合理的であるとした原子力規制委員会の判断やそれへ至る過程に不合理な点はないと判示する。
しかし，本件は，本件発電所の運転によって抗告人らの人格権を侵害する具体的危険性の有無を判断する民事訴訟を本案とする保全事件であり，テロリズム対策に関する新規制基準の内容や相手方が取った措置又は方針を合理的であるとした原子力規制委員会の判断やそれへ至る過程の合理性を判断すること自体を否定するものではないが，テロリズムやミサイル攻撃によって本件発電所から大量の放射性物質が環境に放出され，抗告人らの人格権が侵害される具体的危険性の有無について判断を行っていない原決定には，審理不尽がある。


そして，①福島第一原発事故を受けて改正された原子炉等規制法が１条（目的）において「テロリズムその他の犯罪行為の発生も想定した必要な規制を行う」ことを明記したことからすれば，少なくとも福島第一原発事故発生後においては，原発がテロリズムの標的となる具体的危険性があることが立法事実として認められること，②外務省が１９８４年に作成した「原子力施設に対する攻撃の影響に関する一考察」と題する報告書には，１９８１年のイスラエルによるイラクの原子炉施設の爆撃を踏まえ，「わが国の場合は，すでに二十数基の発電用原子炉と，いくつかの関連施設を有しており，かつその数は今後とも増大するので，この種の施設に対する攻撃の危険性に対しては重大な関心を払わざるをえない」との記載があること（甲Ｃ２５７，甲Ｄ－171－
１８５），③平成１３年９月１１日に発生した米国同時多発テロ事件を機に，原発がテロリズムの標的になる危険性が再認識されたが，原発やそれに準ずる関連施設に対するテロリズムや侵入事件は，同事件以前にも多数発生していること（甲Ｄ１８７・53～55頁），④平成２８年３月２２日に発生したベルギー同時多発テロ事件では，容疑者グループが原子力研究施設技術者の行動を１０時間近く隠し撮りした映像が押収されていること（甲Ｅ２６），⑤北朝鮮は，平成２９年３月６日，４発の弾道ミサイルを発射し，このうち３発が日本の排他的経済水域内に落下しており，日本を射程に収める中距離弾道ミサイルを実戦配備していること，⑥イスラム国（ＩＳ）は，ＩＳと戦う周辺国を支援するとした日本を敵視し，平成２７年２月１日に日本人フリージャーナリストを殺害した際のビデオで，日本に対するテロリズム予告を行っていること等の諸点に鑑みると，本件発電所がテロリズム及びミサイル攻撃の標的になる具体的危険性があると認められる。
⑵侵入者対策
原決定指摘の一般国民が武器を所持できないという事情は，あくまで日本国内の事情であり，テロリストがかかる日本国内の事情を斟酌するはずもないことは言をまたないところであり，かかる原決定の判断は誤りである。
⑶内部脅威対策
本件の争点は，テロリズム発生により本件発電所から大量の放射性物質が環境に放出される具体的危険性の有無であり，原決定指摘の作業員等のプライバシーの保護等が判断に影響する余地はない。米国国家安全保障会議で核テロなどの担当者が「内部協力者が関わる核テロへの対処は，極めて難しい問題だ」と述べていること（甲Ｅ２６）などからしても，少なくとも確立された国際的な基準である作業員等の信頼性確認制度が導入されていないときは，具体的危険性を否定することはできない。
⑷ミサイル対策
－172－
本件の争点は，テロリズム発生時に本件発電所から大量の放射性物質が環境に放出される具体的危険性の有無であり，原決定指摘のミサイル攻撃の対策を誰が採るべきかが問題となる余地はない。
本件発電所がテロリズムの標的となる具体的危険性が認められることから，本件発電所がミサイル攻撃の標的となっても大量の放射性物質が環境に放出されるおそれがないことが疎明されていない以上，具体的危険性を否定することはできない。
（相手方）
⑴原発がテロリズム及びミサイル攻撃の標的となる具体的危険性設置許可基準規則は，①設計基準として，事故の誘因を排除する目的で想定すべき自然現象を含む外部事象による損傷の防止を要求することに加え，事故防止対策を講じることを要求し，さらに，②深層防護の観点から，重大事故等対策として，原子炉施設について，炉心の著しい損傷の防止や格納容器の破損の防止及び工場外への放射性物質の異常な水準の放出の防止を要求しており，事故防止対策及び重大事故等対策に関する要求は十分に高い水準になっている。そして，抗告人らが指摘するテロリズムのように想定を大幅に上回る外部事象が発生した場合には，原子炉施設の一定の範囲が著しく損壊すると考えられることから，そのような大規模な損壊が発生することを前提に，施設や設備を柔軟に用いることができるよう手順等を準備するとともに，工場等外への放射性物質の放出を低減するために有効な設備が一切機能しないことにならないよう要求している（同４３条３項５号等）。これに対し，テロリズムを含む犯罪の予防及び鎮圧は，我が国の法制上，警察の責務とされており（警察法２条１項），原子力災害対策特別措置法も，原子力災害の発生の防止に関し事業者に万全の措置を講ずる責務を課す（同法３条）一方で，「国は，大規模な自然災害及びテロリズムその他の犯罪行為による原子力災害の発生も想定し，これに伴う被害の最小化を図る観点か
－173－
ら，警備体制の強化，原子力事業者における深層防護の徹底，被害の状況に応じた対応策の整備その他原子力災害の防止に関し万全の措置を講ずる責務を有する。」と規定している（同法４条の２）。
このような原子力利用に関する法令の規定からすれば，原子力発電所を含む原子炉施設のテロリズムその他の犯罪行為に対する安全性の確保については，国の責務であることを基本としつつ，施設の構造及び設備並びに重大事故等対策の観点からの規制を通じて事業者にも一定の責務を課しているものと考えられ，設置許可基準規則等の定めはこれが具体化されたものであるといえる。そして，このような原子力利用に関する法令の在り方には，テロリズムに対する原子力発電所の安全性について，どの程度の水準のものであれば容認できるかという社会通念が反映しているといえる。したがって，本件３号機に対するテロリズムが発生する個別具体的な事由があれば格別，抗告人らが示すテロリズムの標的になる危険性はいずれも抽象的危険性を指摘するにすぎないことから，上記法令の規定を踏まえ，国，地方公共団体及び原子力事業者が適切な対応を講じている限り，テロリズムによって本件３号機から大量の放射性物質が環境に放出され，抗告人らの人格権が侵害される具体的危険性はないといえるのであって，原決定に審理不尽は認められない。
⑵侵入者対策
抗告人らは，テロリストが一般国民が武器を所持できないという日本国内の事情を斟酌するはずもないとして，原決定の判断に誤りがある旨主張するが，事業者自らが警備を行う代わりに武装した警察及び海上保安庁が監視警戒にあたるので，何ら安全性が劣るものではない。
⑶内部脅威対策
抗告人らは，プライバシー保護は理由にならないとして，信頼性確認制度が導入されていないときは，具体的危険性が否定できない旨主張するが，原
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決定は，安全確保のために枢要な設備を含む区域では２人以上の者が同時に作業又は巡視を行う「ツーマンルール」を遵守することとしている点を踏まえて上記のとおり判断したものであり，抗告人らの主張は失当である。ところで，信頼性確認制度については，原子力規制委員会における議論を経て，平成２８年９月２１日，実用炉規則が改正されて信頼性確認制度に係る規定（実用炉規則９１条２項２８号）が設けられるとともに，原子力規制委員会の内規として関連法規の解釈，判断基準等を示した，原子力施設における個人の信頼性確認の実施に係る運用ガイドが制定されるなど，関連する規定が整備された（乙３３２～３３４）。そして，既存の原子力事業者については，信頼性確認の措置について，核物質防護規定（原子炉等規制法４３条の３の２７及び実用炉規則９６条に基づき，事業者が発電所ごとに定めているもので，核物質及び原子炉施設の防護に係る管理方法などを記載しており，制定・変更時には原子力規制委員会の認可を受ける必要がある。）の変更認可申請を平成２９年３月３１日までに行うこととされた（実用炉規則附則２条１項）ことから，相手方は，同日に上記を踏まえた核物質防護規定の変更認可申請を行っており（乙３３５），現在，原子力規制委員会において審査が行われている。相手方は，同申請に係る核物質防護規定の変更が認可される日の翌日から本件発電所において信頼性確認制度の運用を開始する予定である。
⑷ミサイル対策
ミサイル攻撃も上記⑴で述べたテロリズムと同様である。
12争点４（保全の必要性）
原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の１２記載のとおりであるから，これを引用する。
13争点５（担保金の額）
原決定の「理由」中「第３争点に関する当事者の主張」の１３記載のとお
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りであるから，これを引用する。
第４当裁判所の判断
１司法審査の在り方（争点１）
⑴人格権に基づく差止請求の要件，主張立証責任
ア本件は，人格権（生命，身体）に基づく妨害予防請求として発電用原子炉の運転等の差止めを求める権利を被保全権利とする保全申立てである。そして，生命，身体の保護法益としての重大性に鑑みると，違法に生命，身体が侵害される具体的な危険がある者は，人格権（生命，身体）に基づく妨害予防請求として，当該侵害行為の差止めを求めることができると解される。
これを発電用原子炉についてみると，発電用原子炉施設は，発電の用に供する核燃料物質を燃料として使用する装置であり，その運転により内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生させる（原子炉を緊急停止した場合においても，原子炉内の燃料には運転中に生成蓄積された核分裂生成物等が存在し，崩壊熱が発生し続けるため，その除去〔冷却〕を続ける必要がある）ものであって，発電用原子炉施設の安全性が確保されないときは，当該発電用原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命，身体に重大な危害を及ぼし，周辺環境を放射能によって汚染するなど，深刻な災害を引き起こすおそれがある。上記安全確保は，①異常を早期に検知し，緊急を要する異常を検知した場合には全ての制御棒を原子炉内に自動的に挿入し，原子炉を緊急停止（核分裂連鎖反応を止める）できる設計とし（「止める」），②万一，事故に発展した場合においてもその影響を緩和するため，燃料を冷却し（「冷やす」），③さらに，放射性物質の異常な放出を防止できる設計とする（「閉じ込める」）ことで果されるとされている（発電用原子炉施設の３つの基本的安全機能）。福島第一原発事故では，①は機能したものの，②③が機能しなかったため，原子炉圧力容器内で炉心溶融が生じ，
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燃料被覆管のジルコニウムと水が反応することなどにより大量の水素が発生し，原子炉建屋で水素爆発が生じるなどして，大量の放射線が原子炉建屋外に排出される事態が生じ，甚大な被害が発生したものである。以上の点に鑑みると，人格権（生命，身体）に基づく妨害予防請求として発電用原子炉の運転等の差止めを求める訴訟においては，原告は，「当該発電用原子炉施設が客観的にみて安全性に欠けるところがあり，その運転等によって放射性物質が周辺環境に放出され，その放射線被曝によりその生命，身体に直接的かつ重大な被害を受ける具体的危険が存在すること」（以下「具体的危険の存在」という。）についての主張立証責任を負う（その保全処分としての発電用原子炉の運転等の差止めを求める仮処分においては，申立人らが，被保全権利としての具体的危険の存在についての主張疎明責任を負う）と解される。
イもっとも，福島第一原発事故を受けて改正された原子炉等規制法は，発電用原子炉の設置（変更）許可の４号要件として，「発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上支障がないものとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであること」と規定し，当該要件の存否につき原子力規制委員会の審査を経る仕組みが取られているから，発電用原子炉を設置する事業者は，原子炉施設に関する上記審査を経ることを義務付けられた者としてその安全性についての十分な知見を有しているはずである。このことと，前記の原発事故の特質に鑑みると，当該訴訟の原告が当該発電用原子炉施設の安全性の欠如に起因して生じる放射性物質が周辺の環境に放出されるような事故によってその生命，身体に直接的かつ重大な被害を受けるものと想定される地域に居住等する者である場合には，当該発電用原子炉施設の設置運転の主体である被告事業者の側において，まず，「当該発電用原子炉施設の設置運転によって放射性物質が周
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辺環境に放出され，その放射線被曝により当該施設の周辺に居住等する者がその生命，身体に直接的かつ重大な被害を受ける具体的危険が存在しないこと」（以下「具体的危険の不存在①」という。）について，相当の根拠資料に基づき主張立証する必要があり，被告事業者がこの主張立証を尽くさない場合には，具体的危険の存在が事実上推定される（保全処分の申立てにあっては，相手方事業者において具体的危険の不存在①の主張疎明をする必要があり，相手方事業者がこの主張疎明を尽くさない場合には，具体的危険の存在が事実上推定される）と解すべきである。ウまた，原子力規制委員会が行う上記イの安全性の審査は，当該発電用原子炉施設そのものの工学的安全性や運転開始後の平常時における従業員，周辺住民及び周辺環境への放射線の影響及び事故時における周辺住民及び周辺環境への放射線の影響等を，当該発電用原子炉施設の地形，地質，気象等の自然的条件等との関連において，多角的，総合的見地から検討するものであり，審査の対象には，将来の予測に係る事項も含まれていることから，審査の基礎となる基準の策定及びその基準への適合性の審査においては，原子力工学はもとより，多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされる。４号要件が，発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が災害の防止上支障がないものであることを審査するための基準を原子力規制委員会規則で定めることとしているのは，前記のような発電用原子炉施設の安全性に関する審査の特質を考慮し，同号の基準の策定について，原子力利用における安全の確保に関する各専門分野の学識経験者等を擁する原子力規制委員会の科学的，専門技術的知見に基づく合理的な判断に委ねる趣旨と解される。以上の点に鑑みると，被告事業者は，被告事業者の設置運転する発電用原子炉施設が原子炉等規制法に基づく設置（変更）許可を通じて原子力規制委員会において用いられている具体的な審査基準に適合する旨の判断が
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原子力規制委員会により示されている場合には，具体的危険の不存在①の主張立証に代え，「当該具体的審査基準に不合理な点のないこと及び当該発電用原子炉施設が当該具体的審査基準に適合するとした原子力規制委員会の判断に不合理な点がないことないしその調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤欠落がないこと」（以下「基準の合理性及び基準適合判断の合理性」という。）を相当の根拠資料に基づき主張立証（保全処分の申立てでは主張疎明）すれば足りると解すべきである。
これに対し，原告は，被告事業者の上記の主張立証を妨げる主張立証（保全処分の申立てでは主張疎明，いわゆる反証）を行うことができ，被告事業者が基準の合理性及び基準適合判断の合理性について自ら必要な主張立証を尽くさず，又は原告の上記の主張立証（いわゆる反証）の結果として被告事業者の基準の合理性及び基準適合判断の合理性の主張立証が尽くされない場合は，「原子力規制委員会において用いられている具体的審査基準に不合理な点があり，又は当該発電用原子炉施設が当該具体的審査基準に適合するとした原子力規制委員会の判断に不合理な点があることないしその調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤欠落があること」（以下「基準の不合理性又は基準適合判断の不合理性」という。）が事実上推定されるものというべきである。
そして，基準の不合理性又は基準適合判断の不合理性が事実上推定される場合には，被告事業者は，それにもかかわらず，当該発電用原子炉施設の運転等によって放射性物質が周辺環境に放出され，その放射線被曝により当該原告の生命，身体に直接的かつ重大な被害を受ける具体的危険が存在しないこと（以下「具体的危険の不存在②」という。）を主張立証（保全処分の申立てでは主張疎明）しなければならないと解すべきである。エ以上を本件についてみると，抗告人ら住所地と本件原子炉施設との距離（広島市居住者につき約１００㎞，松山市居住者につき約６０㎞）に照ら
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すと，抗告人らのうちの松山市居住者１名は本件原子炉施設の安全性の欠如に起因して生じる放射性物質が周辺の環境に放出されるような事故によってその生命，身体に直接的かつ重大な被害を受ける地域に居住する者に当たるといってよく，他の抗告人ら３名（広島市居住者）についても上記放射性物質の放出によりその生命，身体に直接的かつ重大な被害の及ぶ蓋然性が想定できる地域に居住する者といえる（ただし，抗告人ら住所地について避難計画を策定する必要まであるかどうかについては，後記２で検討する。）から，相手方において，具体的危険の不存在①について，相当の根拠資料に基づき，主張疎明する必要があるといえる。もっとも，相手方は，原子力規制委員会から，本件原子炉施設につき，平成２７年７月１５日に発電用原子炉設置（変更）許可を受けているから，具体的危険の不存在①の主張疎明に代え，基準の合理性及び基準適合判断の合理性を主張疎明することができ，また，相手方は，本件でその主張疎明責任を果たすべく訴訟活動を行っている。
したがって，本件においては，抗告人らの主張疎明（反証）を考慮に入れた上で，相手方が基準の合理性及び基準適合判断の合理性の主張疎明に奏功したといえるか否か（及び相手方がこの点の主張疎明に失敗した場合に具体的危険の不存在の主張疎明に奏功しているか否か）について判断することとする。
付言するに，本件の争点は，以上のとおり，本件原子炉の運転により抗告人らの生命，身体等の人格権が侵害される具体的な危険があるかどうかであり，その危険がある場合には，相手方が本件原子炉の運転を継続することは違法であって，原子力発電の必要性や公益性が高いことを理由として，本件原子炉の運転を継続することは許されないというべきである。なお，原子力発電の必要性や公益性の程度が原子力発電の安全性確保に関する社会通念に影響を及ぼすことはあったとしても，これらが低いことが本
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件原子炉の稼働を妨げる要因となる（極論すると，原子力発電の必要性や公益性が認められない場合にはそのことのみで運転の差止めが認められる）とはいえない。
⑵原子力発電所に求められる安全性の程度
一般に，科学技術の分野においては，絶対的に災害発生の危険がないといった「絶対的な安全性」というものは，達成することも要求することもできないものであり，科学技術を利用する点において他の科学技術と異なるところのない発電用原子炉施設についても，別異に解する理由はなく，原子力発電所であるとの理由でゼロリスクまで求めることはできない（このことは，抗告人らも争っていない。）。
その上で，抗告人らは，原子炉等規制法１条の「大規模な自然災害」及び４号要件の「災害」とは，「合理的に予測される範囲を超える大規模な自然災害」と解するのが相当であると主張するのに対し，相手方は，「最新の科学的，専門技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」と解すべきと主張する。


この両者の見解の相違が実際の事案へのあてはめにおいて結論に相違を生じるかどうかについては疑問もある（福島第一原発事故の原因となった自然災害が最新の科学的，専門的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害であることについては，抗告人らと相手方との間で事実上争いがないといえる。）が，この点については，原子炉等規制法の規定から以下のとおり解するのが相当である。
改正原子炉等規制法は，福島第一原発事故を踏まえ，原子炉施設が災害の防止上支障がないものとして設置許可基準規則その他の基準に適合するものであることを原子炉設置（変更）許可要件（４号要件）とし，設置許可基準規則は，①第２章において，深層防護の第１ないし第３の防護レベルとして，設置基準対象施設（同２条２項７号）に対し，地震や津波等の自然的条件に
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おいて安全機能が損なわれるおそれがないこと（外部事象を原因とした故障，すなわち共通要因に起因する設備の故障が発生しないこと）を要求し（同３条ないし９条），②第３章において，深層防護の第４の防護レベルとして，重大事故（炉心の著しい損傷又は使用済燃料の著しい損傷，３号要件）を想定した上でその発生を防止するため，ⅰ重大事故の発生防止のために炉心等の損傷を防止するための対策を講じること（同４４条ないし４９条１項，５４条），ⅱ（万一重大事故が発生した場合に）重大事故の拡大防止のために原子炉格納容器の破損等を防止するための対策を講じること（同４９条２項，５０条ないし５３条），ⅲ格納容器が破損した場合に放射性物質の拡散を抑制すること（同５５条）を新たに要求することとしたほか，ⅳ重大事故等対処施設（同２条２項１１号）に対し，外部事象等への頑健性の観点から，地震や津波等の自然的条件等によって重大事故等対処施設の機能が損なわれるおそれがないことを要求し（同３８条ないし４２条），ⅴ重大事故等対処設備（同２条２項１４号）について，共通する一般的要求事項を定める（同４３条）とともに，個別の設備との関係で，考慮すべき重大事故等を踏まえて必要な個別の要求事項を定めている（同４４条ないし６２条）。これを自然現象についてみると，①については，設置基準対象施設のうち耐震重要施設（同３条１項）は，ⅰ「基準地震動による地震力」に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならず（同４条３項），ⅱ「安全機能が損なわれるおそれがないものでなければなら」ないことを満たすために，設計に当たって，「常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組み合わせに対して，当該建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有していること」を求め（同解釈別記２の６一），②については，ⅰ重大事故等対処施設について，その種類に応じて，基準地震動による地震力が作用した場合においても，
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建物等の支持機能に重大な影響が生じることにより重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれることがないように，当該重大事故等対処施設を十分に支持することができる地盤に設けること（設置許可基準規則３８条）及び基準地震動による地震力により，必要な機能が損なわれるおそれがないこと（同３９条）を要求し，ⅱ常設重大事故防止設備については，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであることを要求し（同４３条２項３号），さらに，ⅲ設置許可基準規則で想定する自然現象を超える大規模に自然災害により発電用原子炉施設の大規模な損壊が発生した場合を想定し，そのような場合でも炉心の著しい損傷や格納容器の破損などの影響を緩和するための対策をとること，具体的には，可搬型重大事故等対処設備の分散配置（同４３条３項５号）を要求している（３号要件の審査基準である技術的能力基準２．１の大規模損壊に対する手順，体制及び資機材の整備も，ⅲの対策として位置づけられる。）。
そして，①②の基準地震動は，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとして策定される（規則の解釈別記２の５）が，原子力規制委員会は，基準地震動の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的として，地震ガイドを策定し，同ガイドでは，断層モデルを用いた手法による地震動評価震源断層のパラメータは，地震本部のレシピ等の最新の研究成果を考慮し設定されていることを確認するとしている（３．３．２⑷①）。
以上の法改正や設置許可基準規則の概要を踏まえると，４号要件の「災害」とは，相手方が主張するとおり「最新の科学的，技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」と解するのが相当であり，想定外の事象が発生して発電用原子炉施設の健全性が損なわれる事態が生じたとしても，放
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射性物質が周辺環境に放出されるような事態が生じないようにするため，重大事故対策の強化がなされたことにより，「最新の科学的，専門技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」を超える規模の自然災害によって生じるリスクは社会通念上無視しうる程度に軽減されるというのが改正後の原子炉等規制法及びこれを踏まえた新規制基準の趣旨と解される（なお，重大事故等対処施設及び重大事故等対処設備が基準地震動を超える地震動に対する耐震安全性を確保していないとの点で新規制基準が不合理といえないことは，後記３⑵のとおりであり，特定重大事故等対処施設の設置が経過措置で猶予されたことをもって新規制基準が不合理といえないことは，後記３⑻のとおりである。）。
これに対し，原子炉等規制法１条の「大規模な自然災害」については，実用炉規則８６条（発電用原子炉設置者は，発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関し，次に掲げる措置を講じなければならない。）及び技術的能力基準２．１（発電用原子炉設置者において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊（以下「大規模損壊」という。）が発生した場合における体制の整備に関し，以下の項目についての手順書が適切に整備されているか，又は整備される方針が適切に示されていること。）の各「大規模な自然災害」が「設置許可基準で想定する自然現象を超える大規模な自然災害」と解されていること（「考え方」・159頁）に照らし，これらと同様に「設置許可基準で想定する自然現象を超える大規模な自然災害」と解するのが相当である。しかし，４号要件の「災害」の意義は上記のとおり「最新の科学的，専門技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」と解されるのであ


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り，設置許可基準規則４条の「基準地震動」，同５条の「基準津波」，同６条の「想定される自然現象」は，いずれも「最新の科学的，専門技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」に該当するかどうかという観点から想定されるべきであるから，原子炉等規制法１条の「大規模な自然災害」が「設置許可基準で想定する自然現象を超える大規模な自然災害」と解されることは，以下の争点の判断には影響しない。
よって，この点についての抗告人らの主張は，上記に反する限度で採用できない。
２新規制基準の合理性に関する総論（争点２）
⑴新規制基準の手続的問題点
ア原子力規制委員会の専門性，独立性の欠如等の主張について（原決定第３の２⑴抗告人らの主張欄アイ）
原子力規制委員会の委員長又は委員の欠格事由については，設置法７条７項３号は「原子力に係る製錬，加工，貯蔵，再処理若しくは廃棄の事業を行う者，原子炉を設置する者，外国原子力船を本邦の水域に立ち入らせる者若しくは核原料物質若しくは核燃料物質の使用を行う者又はこれらの者が法人であるときはその役員（いかなる名称によるかを問わず，これと同等以上の職権又は支配力を有する者を含む。）若しくはこれらの者の使用人その他の従業者」と，同項４号は「前号に掲げる者の団体の役員（いかなる名称によるかを問わず，これと同等以上の職権又は支配力を有する者を含む。）又は使用人その他の従業者」とそれぞれ定めており，これによれば，設置法７条７項３号４号の欠格事由は，現に原子力事業者の役員や従業者である者を指し，過去にそのような立場にあった者を指すものではないと解されるから，抗告人ら指摘の更田豊志及び中村佳代子の任命が設置法７条７項３号４号に反しないことは明らかである。また，原子炉等規制法の制定後に策定されたガイドライン（甲Ｅ７）は，
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「法律上の欠格要件に加えて欠格要件とする事項」として，「就任前直近３年間に，原子力事業者等及びその団体の役員，従業者等であった者」を挙げているが，①抗告人ら指摘の更田豊志及び中村佳代子を含む委員の任命につき平成２４年７月３０日に両議院の同意がなされているところ，その附帯決議で，委員全員につき上記ガイドラインの違反がないことが確認されていること（乙１２９），②同年８月９日の大臣記者会見において，更田豊志についてはシビアアクシデント対策の専門家との理由で，中村佳代子については放射線防護の専門家であるとの理由で人選の合理性が強調されていること（乙１２８），③同年９月１４日の総理大臣答弁において，ガイドラインの「原子力事業者等」とは，電力会社及びその子会社等の経済的に強いつながりが認められる者を指し，独立行政法人及び公益社団法人は含まれない旨を明らかにしていること（乙３１８）等が認められ，これよれば，ガイドラインの欠格事由は，過去に電力会社及びその子会社等の経済的に強いつながりが認められる者の役員や従業者であった者を指し，過去に独立行政法人及び公益社団法人の役員や従業者であった者を指すものではないと解されるから，上記両名の任命がガイドラインに反しないことも明らかである。
さらに，抗告人らは，①原子力規制委員会を構成する委員の人数が少なすぎる，②原子力規制庁の職員はかつて原子力推進に係る官庁出身の職員であるとの事実を指摘して，原子力規制委員会の専門性，独立性が欠けているとも主張する。
しかし，①については，原子力規制委員会における委員長及び委員の数は法定され（設置法６条１項），原子力規制委員会の委員が備えるべき資質は前提事実⑻イのとおりであるから，委員の多寡が原子力規制委員会としての事務処理能力を左右するものとは考え難く，②についても，原子力規制庁は，原子力規制委員会の事務局として庁務を担う立場に過ぎない
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し，同庁の職員には，幹部職員に至るまで，いわゆる「ノーリターンルール」が適用される（前提事実⑻イ）から，同庁における職員の出身官庁の如何によって原子力規制委員会の専門性，独立性が直ちに欠けることになるわけでもない。
よって，抗告人らの主張はいずれも採用できない。
イ福島第一原発事故の原因究明が途上である等の主張について（原決定第３の２⑴抗告人らの主張欄ウ）
福島第一原発事故の原因究明
福島第一原発事故の原因につき，国会事故調報告書（平成２４年９月３０日付け，甲Ｃ１０・30頁）では，「本事故の直接的原因は，地震及び地震に誘発された津波という自然現象である」とし，津波到達前に（地震により）配管損傷による小規模なＬＯＣＡ及び非常用交流電源喪失が生じていた可能性が指摘されているが，平成２６年１０月の原子力規制委員会の検討結果では，詳細な検討の結果，前記の可能性は否定され，いずれも津波が原因であるとされている（乙７３，８４）。また，政府事故調報告書（平成２４年７月２３日付け，甲Ｅ８・32頁）では，「２号機の圧力容器又はその周辺部には，地震発生直後から津波到達までの間，その閉じ込め機能が損なわれるような損傷が生じた可能性は否定される」とされる一方，「地震発生後，津波到達までの間，圧力容器又はその周辺部に，閉じ込め機能を喪失するような損傷に至らないような軽微な亀裂，ひび割れ等が生じた可能性まで否定するものではない。また，仮にこのような軽微な損傷が生じたと仮定して，その後に高温，高圧状態下にさらされるなどして当該損傷が拡大し，結果として閉じ込め機能を喪失するに至ったかどうかは不明である。」とされているが，これを前提としても，抗告人ら主張のように地震による損傷が事故のきっかけになった可能性まで示唆するものとは認め難いし，地震により配管
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が損傷して小規模なＬＯＣＡが生じていた可能性が原子力規制委員会の検討結果で否定されたことは前記のとおりである。
加えて，ＩＡＥＡの前記「福島第一原子力発電所事故事務局長報告書」は，前記第２の２⑹のとおり地震が事故の原因となったことを否定しており，この報告書は，「４２の加盟国（原子力発電計画を有する国及び有しない国）及び幾つかの国際機関からの約１８０名の専門家からなる５つの作業部会を含む，広範な国際的協力の結果である。これにより幅広い経験と知見が代表されることを確保することができた」とされているものであり，事故原因の分析及び今後の対策についての提言とも的確であると評価できる。


確かに，政府事故調報告書（甲Ｅ８・429頁）では，「原子炉建屋内に立ち入った現地調査ができないことや時間的制約等のために，福島第一原発の主要施設の損傷が生じた箇所，その程度，時間的経緯を始めとする被害状況の詳細，放射性物質の漏出経緯，原子炉建屋爆発の原因等について，いまだに解明できでいない点も多々存在する」として，引き続き事故原因の解明が必要であるとされており，原子力規制委員会も，事故が発生した原子炉施設の内部については線量が高く，内部の状況に関する調査は限られた部分でしかできていないため，格納容器の具体的な損傷箇所が不明であり，また，非常用発電機の故障の原因が最終的にどの部品によるものであるか等が未解明であることは認めている（「考え方」）が，前記のＩＡＥＡの報告書のとおり，事故に至る基本的経緯は解明され，それを踏まえて新規制基準が策定されているのであり，前記の一部の点が未解明なまま新規制基準が策定されたことをもって，手続的な瑕疵があるということはできない。
検討期間が短い等との主張について（原決定第３の２⑴抗告人らの主張欄エオ）
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原子力規制委員会は平成２４年９月１９日に発足し，それから約１０か月後の平成２５年７月８日から新規制基準が施行されており，また，パブリックコメントの実施期間は，同年４月から同年５月までの期間にとどまっている。
しかし，原子力規制委員会発足に先立ち，原子力安全委員会では平成２３年７月から，原子力安全保安院では同年１０月から，福島第一原発事故の調査・検討の結果を踏まえ，安全規制に関する検討を行い，平成２４年８月に「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策規制の基本的考え方について（現時点での検討状況）」が報告書として取り纏められたものであり（前提事実⑻），原子力規制委員会は，上記の検討結果を踏まえ，これを継承して，新規制基準策定作業を行ったと考えられるから，原子力規制委員会の発足から新規制基準施行までの期間やパブリックコメントの実施期間を取り上げて，検討が不十分であると認めることはできない。
ウ新規制基準が欧米先進各国の基準と比べて緩やかである等の主張につい
て（原決定第３の２⑴抗告人らの主張欄カ）
ＩＡＥＡと新規制基準との関係
ＩＡＥＡ安全基準は，ＩＡＥＡ安全憲章に基づき，ＩＡＥＡ自身の活動及びＩＡＥＡによって支援された活動に係る加盟国を拘束するものとされているが，そうでない場合には，加盟各国が施設や活動に対するそれぞれの国家規制のための参照点として利用するものであり，加盟国を法的に拘束するものではない（甲Ｄ９６・19頁）。
そして，原子力発電所が立地する地域の自然条件，当該自然条件の解析を含む最新の科学的技術的知見及びどの程度の安全性が確保されれば容認するかという社会通念等は国によって様々であるから，ＩＡＥＡ等の国際機関の定める安全基準を含む欧米先進各国の安全基準が常に絶対
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の安全基準として採用されなければならないわけではないと解される。特に，原子力施設の安全性評価の方法については，大別して，決定論的安全評価（ある事故は起きるものと仮定して，その時のプラントや環境に対する影響を定量評価し，それがある一定基準以下であれば，その事故に対して安全性が確保されていると判断する方法）と確率論的安全評価（発生する可能性のあるさまざまな事象に対して，その発生の確率を考慮して安全性を評価する方法）があるところ，海外では確率論的評価が主流であるのに対し，我が国では，シビアアクシデント対策等で一部確率論的安全評価が取り入れられているものの（設置許可基準規則解釈３７条），決定論的安全評価が主流である（基準地震動は，決定論的安全評価によって策定され，超過確率は，策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するかを確認するにとどまるとされている〔地震ガイド〕。）。これは，地震についていえば，我が国では活断層や地震の情報が豊富であることから，活断層を特定した地震動評価（決定論的手法）になじむのに対し，海外では原子力発電施設の立地地域の地震活動度が低いため，同様の地震動評価が困難であるという，主に発電用原子炉施設の立地する地域の特性の相違によるものと考えられる。原子力基本法２条２項が，安全の確保につき「確立された国際的な基準を踏まえ」ることを求めるにとどまるのも，我が国の実情に応じた規制を許容する趣旨であると解するのが相当である。そうであれば，新規制基準が，あらゆる面において，ＩＡＥＡ等の国際機関の定める安全基準を含む欧米先進各国の安全基準と同等又はそれ以上に厳格な内容でない限り原子炉等規制法に反するとか，社会通念上許容されないということはできない。
ＩＡＥＡ安全基準ＳＳＧ－９にある「最大潜在マグニチュード」の評価
－190－
上記「最大潜在マグニチュード」とは，「地震ハザード解析で使われる参照値で，ある地震源から地震が発生する可能性を特徴づけるものである。これを計算する方法は対象とする地震源の種類と地震ハザード解析で使う手法とに依存する。」と定義される（甲Ｄ９６・83頁）。これは，確率論的地震ハザード評価及び決定論的地震ハザード解析の双方で活用されるが，このうち決定論的地震ハザード解析の方法は，①サイトのある広域の地震構造評価，②それぞれの地震源に対して最大潜在マグニチュードの評価，③サイトのある広域における距離減衰式の選択と震源マグニチュードおよび地震源とサイトの距離の関数として地震動の平均およびばらつきの評価，④ハザード計算の方法，⑤評価の各段階において偶然的不確定性と認識論的不確定性の両方を適切に取り扱うこと，⑥サイト応答の取り込み（サイトの条件に適合した地震動減衰式の使用等）というものである（甲Ｄ９６・58〜59，64頁）。これによれば，ＩＡＥＡ安全基準ＳＳＧ－９の決定論的地震ハザード解析の方法は，新規制基準の地震動算定の手法と概ね整合するものと認められ，新規制基準がＩＡＥＡの安全基準との比較において緩やかであるとは認められない。
ＮＲＣの規制指針（ＲＧ４．７）の評価


１９７４年９月のＮＲＣの規制指針（ＲＧ４．７）には，「長さ１０００フィート（３００ｍ）以上の地表断層が５マイル（８㎞）以内にあるような敷地は原子力発電所としては適さない」と明記されていた（甲Ｄ３７０・564頁)が，２０１４年３月改訂版では，５マイル（８㎞）や１０００フィート（３００ｍ）といった数値は明示されておらず，「ＮＲＣは，地表の断層や褶曲，断層クリープ，沈降や陥没といった永久的な地盤の変位を生じさせる現象による影響を軽減することが不確実であり，困難であることから，敷地に地盤の永久変位が生じる可能性がある場合－191－
には，他に候補地を求めるのが賢明であると考える。」と記載されている（乙３２２）。
一方，設置許可基準規則３条及び同解釈別記１は，設計基準対象施設の地盤につき，②設計基準対象施設は，設置許可基準規則４条２項の規定により算定する地震力（耐震重要施設では，同条３項に規定する基準地震動による地震力を含む。）が作用した場合においても当該設計基準対象施設を十分に支持することができる地盤に設けなければならないこと，②耐震重要施設は，変形（地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下，液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状）した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなければならないこと，③耐震重要施設は，変位が生ずるおそれがない地盤に設けなければならないこと（耐震重要施設が将来活動する可能性のある断層等の露頭がある地盤に設置された場合，その断層等の活動によって安全機能に重大な影響を与えるおそれがあるため，当該施設を将来活動する可能性のある断層等の露頭が無いことを確認した地盤に設置すること）を規定している。
これによれば，設計基準対象施設の地盤についての新規制基準の定めは，ＮＲＣの上記指針に比して実質的に遜色のない程度の厳しさを有するものであると認められ，新規制基準がＮＲＣの基準との比較において緩やかであるとは認められない。
⑵新規制基準の実体的問題点
ア基準の不明確性（原決定第３の２⑵抗告人らの主張欄ア）抗告人ら指摘の確率論的安全評価が盛り込まれていないとの点は，前記
発電用原子炉施設の立地する地域
の特性の相違に起因するものであり，新規制基準が不合理であることの根
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拠とはならない。
また，抗告人ら指摘の曖昧な概念が多用されているとの点についても，現在の科学技術的水準からすれば，基準地震動策定や基準津波策定等を含む新規制基準のあらゆる面において，一義的に客観的な基準を設けることは不可能であるといわざるを得ない。また，４号要件が，発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が災害の防止上支障がないものであることを審査するための基準を原子力規制委員会規則で定めることとしているのは，審査の基礎となる基準の策定及びその適合性審査において，多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見に基づく判断が必要とされることに鑑み，原子力利用における安全の確保に関する各専門分野の学識経験者等を擁する原子力規制委員会に，科学的，専門技術的知見に基づく合理的な判断に委ね，科学技術的な事項について一定の裁量を認めたものと解される（前記１⑴ウ）から，新規制基準が，その内容に抗告人らが指摘するような文言を含んでいるからといって，基準として不明確であって，原子炉等規制法に反するとか，社会通念上許容できないなどということはできない。
イ立地審査指針違反（原決定第３の２⑵抗告人らの主張欄イ）
立地審査指針と設置許可基準規則
立地審査指針（「原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて」）は，平成２４年に改正する前の原子炉等規制法２４条１項４号の「災害の防止上支障がないものであること」（現４号要件に相当する。）の基準を具体的に記載した指針の一つで，「陸上に定置する原子炉の設置に先立って行う安全審査の際，万一の事故に関連して，その立地条件の適否を判断するためのもの」であった。これに対し，平成２４年改正原子炉等規制法の４号要件は，同号の要件の審査基準を原子力規制委員会が定める規則に委任したが，同号の委
－193－
任を受けて原子力規制委員会が策定した設置許可基準規則においては立地審査指針は採用されず，また，同規則の解釈においても立地審査指針は引用されていない。
抗告人らは，立地審査指針が現在も有効であると主張するが，上記に照らし，採用できない。
また，抗告人らは，設計許可基準規則において立地審査指針が採用されていないことが，深層防護の理念，ＩＥＡＥ基準及び原子力基本法２条２項に反すると主張するが，この主張も採用できない。その理由は，以下のとおりである（「考え方」・282頁以下）。
立地審査指針の内容
ａ原則的立地条件
原則的立地条件は，万一の事故に備え公衆の安全を確保するために必要な，以下の①から③の条件を規定している（以下「原則的立地条件①」などという。）。
①大きな事故の誘因となるような事象が過去においてなかったことはもちろんであるが，将来においても考えられないこと。また，災害を拡大するような事象も少ないこと。
②原子炉は，その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること。
③原子炉の敷地は，その周辺も含めて，必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあること。
ｂ基本的目標
基本的目標は，原則的立地条件を踏まえて達成すべき目標として，下記の３つを示している。
敷地周辺の事象，原子炉の特性，安全防護施設等を考慮し，技術的見地からみて，最悪の場合には起るかもしれないと考えられる重
－194－
大な事故（以下「（旧）重大事故」という。）の発生を仮定しても，周辺の公衆に放射線障害を与えないこと。
（旧）重大事故を超えるような技術的見地から起るとは考えられない事故（以下「（旧）仮想事故」という。）（例えば，（旧）重大事故を想定する際には効果を期待した安全防護施設のうちいくつかが動作しないと仮想し，それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの）の発生を仮想しても，周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと。
（旧）仮想事故の場合には，集団線量に対する影響が十分に小さいこと。
ｃ立地審査の指針
立地審査の指針は，基本的目標を達成するため，少なくとも以下の３つの条件が満たされていることを確認しなければならないと定めている（以下「立地審査の指針。
，いわゆる「公衆との離隔」を要求する原則的立
地条件②と関係している。立地審査の指針においては，基本的目標


，少なくとも「原子炉の周辺は，原子炉からある
距離の範囲内は非居住区域であること」の条件が充たされることを要求している。
ここでいう「ある距離の範囲」としては，（旧）重大事故の場合，もし，その距離だけ離れた地点に人がいつづけるならば，その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲をとるものとし，「非居住区域」とは，公衆が原則として居住しない区域をいうものとするとしている。
この「ある距離の範囲」の判断のめやすとしては，甲状腺（小児）に対し，１．５㏜，全身に対して０．２５㏜としている。
－195－
，必要に応じ防災活動を講じうる環境にある地帯
を要求する原則的立地条件③と関係している。立地審査の指針においては，基本的目標を達成するため，少なくとも「原子炉からある距離の範囲内であって，非居住区域の外側の地帯は，低人口地帯であること」の条件が充たされていることを要求している。ここにいう「ある距離の範囲」としては，（旧）仮想事故の場合，何らの措置を講じなければ，範囲内にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される範囲をとるものとし，「低人口地帯」とは，著しい放射線災害を与えないために，適切な措置を講じうる環境にある地帯（例えば，人口密度の低い地帯）をいうものとするとしている。
この「ある距離の範囲」の判断のめやすとしては，甲状腺（成人）に対し３㏜，全身に対して０．２５㏜としている。
，集団線量の見地から社会的影響を低減すること
を要求する原則的立地条件③と関係している。立地審査の指針においては，基本的目標を達成するため，少なくとも「原子炉敷地は，人口密集地帯からある距離だけ離れていること」の条件が充たされていることを要求している。
ここでいう「ある距離」としては，（旧）仮想事故の場合，全身線量の積算値が，集団線量の見地から十分受け入れられる程度に小さい値になるような距離をとるものとするとしている。この「ある距離」の判断のめやすとしては，外国の例（例えば２万人㏜）を参考とすることとしている。
立地審査指針と深層防護
改正前原子炉等規制法においては，深層防護の第４の防護レベルであるシビアアクシデント対策については，法的要求事項とされておらず，
－196－
事業者の自主的な対応という位置付けに留まっていた。これについて，立地審査の指針は，（旧）重大事故を想定した上で，人に対するめやす線量を設定し，その条件を満たす離隔距離を確保することで，放射線リスクの抑制という目標を達成することにより，深層防護の第４の防護レベルのシビアアクシデント対策が法的要求事項とされていないなかで，一定の役割を担ってきた。
また，立地審査の指針において要求している低人口地帯は，急性障
害を避けるための非居住区域と異なり，避難など
適切な措置を講じることにより放射線による影響を低減することが想定されている地域であり，そのような地域において防災を考える際の，避難のしやすさを考慮したものである。これは，深層防護の第５の防護レベルそのものではないものの，深層防護の第５の防護レベルの領域である防災活動を容易にする効果を意図するものであった。
立地審査指針の適用結果
立地審査の指針
（旧）重大事故の発生を仮定した上で，めやす線量（甲状腺（小人）に対して１．５㏜，全身に対して０．２５㏜）を超える区域，すなわち敷地周辺の公衆に放射線による確定的影響を与えないための区域である「非居住区域」は，発電所敷地内におさまっていたため，敷地外において「非居住区域」の設定はされず，敷地境界ではめやす線量未満となっていた。
立地審査の指針
（旧）仮想事故の発生を仮想した上で，めやす線量（甲状腺（成人）に対して３㏜，全身に対して０．２５㏜）を超える地帯，すなわち適切な措置を講じうる環境にある地帯である「低人口地帯」は，発電所敷地内におさまっていたため，敷地外は「低人口地帯」である必要は
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なく，敷地境界ではめやす線量未満となっていた。
（旧）仮想事故の発生を仮想した上で，めやす線量（全身線量の人口積算値は２万人㏜）を超えるような人口密集地帯に近接した立地地点は，日本国内に存在しなかった。なお，大都市である東京や大阪が含まれる方位に放射性物質が流れるという想定をする場合が，全身線量の人口積算値が最大となることが多いが，その場合においてもめやす線量未満となっていた（「人口密集地帯からある距離だけ離れていること」の評価において，実際には，大人口地帯である東京や大阪といった大都市の方向が評価対象となってしまい，極めて低線量〔数十μ㏜程度〕と非常に大きな人口数の積算により定まっていた。）。原子力規制委員会が立地審査指針を採用しなかった理由
①原則的立地条件①
原則的立地条件①は，設置許可基準規則において，原子炉施設の敷地及び周辺の外部事象に関する審査事項として，地盤（同３条），地震（同４条），津波（同５条）及びその他火山，洪水，台風，竜巻などの外部事象（同６条）などによる損傷防止の観点で，個別具体的に要求されている。例えば，耐震重要施設を断層の露頭の存する地盤に設置しようとする場合や火砕物密度流が到達する恐れがある場所等は，立地不適と評価する（同３条３項，同解釈別記１の３，火山ガイド６．２）。また，これらの外部事象により安全機能が損なわれると評価される場合には，許可されないことにより，立地が制限される。したがって，原則的立地条件①は，設置許可基準規則において，地盤の安定性や地震等による損傷防止など，自然的条件ないし社会的条件に係る個別的な規定との関係で考慮されている。
②原則的立地条件②
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原則的立地条件②は，設置許可基準規則においては採用されていない（第１章・第２章）。
新規制基準策定以前については，原子炉施設を構成する安全上重要な構築物・系統・機器は，安全設計審査指針によりその信頼性が担保されており，かつ，原子炉施設全体としての安全設計は発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（安全評価指針）により安全評価を行うことで，その適切性が担保されていた。さらにその上で，設計基準事故より厳しい解析条件を（旧）重大事故の想定において設定して立地評価を実施していた。
しかし，福島第一原発事故を契機に，深層防護の考え方をより厳格に適用することとされ，改正原子炉等規制法の４号要件によって，従前，自主的対策として強く推奨されていた原子炉施設の重大事故等対策が新たに設置（変更）許可にかかる規制要求事項として追加され，同号の委任を受けた設置許可基準規則は，重大事故等対処施設（第３章）についての要求事項を定めた。


このように，改正原子炉等規制法により重大事故等対策が法的な要求事項として追加されたことから，従前，立地審査指針及び安全評価指針を用いて設計基準事故を超える事象の想定をしていた内容が再検討されたところ，原則的立地条件②については，無条件に原子炉格納容器が健全であることを前提に評価しているとの批判もあり，他方，福島第一原発事故を踏まえて重大事故等対策を法的要求事項としたことから，そのような前提による評価よりも，炉心の著しい損傷や原子炉格納容器破損に至りかねない事象を具体的に想定した上で重大事故等対策自体の有効性を評価することが，より適切に，「災害の防止上支障がないこと」（４号要件）について判断できると評価した。そして，設置許可基準規則においては，原則的立地条件②を基準と
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して採用しなかった。
③原則的立地条件③
改正原子炉等規制法は，深層防護の第４の防護レベルに相当する重大事故等対策を法的要求事項とし，設置許可基準規則は，重大事故等対策について規定した。また，原子力災害対策特別措置法等により，我が国の法体系は，深層防護の考え方の第５の防護レベルにも対応している。
立地審査の指針により要求していた，（旧）仮想事故の発生を仮想した上で，めやす線量（甲状腺（成人）に対して３㏜，全身に対して０．２５㏜）を超える地帯，すなわち適切な措置を講じうる環境にある地帯である「低人口地帯」は，既許可の原子炉施設では発電所敷地内におさまっていた。また，立地審査指針策定時には制定されていなかった原子力災害対策特別措置法等により原子力災害防止対策の強
化がなされていることなどから，（原則的立
地条件③のために低人口地帯を設定すること）はその役割を終えたと判断した。
また，立地審査の指針が，社会的影響の観点から，集団線量を考慮して「原子炉敷地は，人口密集地帯からある距離だけ離れていること」を要求することについても，国際放射線防護委員会の２００７年勧告で，大集団に対する微量の被ばくがもたらす集団実効線量に基づくがん死亡数を計算するのは合理的ではないなどと指摘されていたことから，合理的ではないと判断し，福島第一原発事故を踏まえ，半減期の長い放射性物質の総放出量という観点から規制を行う（セシウム１３７の放出量が１００テラベクレルを下回っていることを確認する）こととした（設置許可基準規則３７条２項，同解釈２－３，実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効－200－
性評価に関する審査ガイド３．２．１⑹）。
したがって，現在の原子炉等規制法において，原則的立地条件③は採用していない。
抗告人らの主張について
ａＩＡＥＡ安全基準（原子力発電所の安全：設計）（甲Ｅ１１）上記安全基準は，深層防護につき，「第１の防護階層の目的は，・・・発電所が健全でかつ保守的に立地，設計，建設，保守及び運転されるという要件を導き出す」と規定する。
しかし，発電所の健全かつ保守的な立地については，及びのとおり，設置許可基準規則において，原子炉施設の敷地について規制がされているほか（同３条），地震，津波その他の外部事象との関係で審査対象となっている（同４条ないし６条）から，新規制基準が上記安全基準に反するとはいえない。
ｂＩＡＥＡ安全基準（原子炉等施設の立地評価）（甲Ｅ１６）上記安全基準につき，抗告人らは，①地震などの外部事象に対する影響評価の要件，②避難計画の実行可能性・実効性に関する評価の要件を定めたものと主張する。
このうち①地震などの外部事象に対する影響評価については，上記のとおり，設置許可基準規則でも考慮されているから，新規制基準が上記安全基準に反するとはいえない。
これに対し，②避難計画の実行可能性・実効性に関する評価（深層防護の第５の防護レベル）については，前提事実⑻のとおり，設置許可基準規則では考慮されていない（周辺区域の避難計画の有無や実効性は原子炉設置（変更）許可の審査対象とはならない。）。しかし，後記ウで判断するとおり，抗告人らの住所地は原子力災害対策指針で定める避難計画区域の範囲外に位置しており，かつ，原子
－201－
力災害対策指針で定める避難計画区域の範囲の設定は合理的と認められるから，周辺区域の避難計画の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことは，抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものではなく，周辺区域の避難計画の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことの是非は，本件の判断に影響を与えない。
ｃＮＲＣ（緊急時計画）（甲Ｅ１７）
上記基準は，放射線緊急事態が発生した場合に適切な防護措置を講ずることができるとの合理的な補償があるとＮＲＣが判断した場合を除き，原子炉の初期運転許可証は発行されないと規定するところ，その趣旨につき，抗告人らは，州と地方の策定した避難計画の適切性及び実行可能性が合理的に保障されているか否かを判断するものと主張している。
しかし，この点についても，上記ｂで説示したとおり，周辺区域の避難計画の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことの是非は，本件の判断に影響を与えない。
ウ防災審査の不存在（原決定第３の２⑵抗告人らの主張欄ウ）抗告人らの住所地（本件原子炉施設からの距離は約６０〜約１００㎞）は，原子力災害対策指針で定める避難計画区域（本件原子炉施設から約３０㎞）の範囲外に位置しているため，原子力災害を想定した避難計画は策定されていない。
この点につき，抗告人らは，避難計画を策定すべき区域は，（抗告人ら住所地を含む）本件原子炉施設から約２５０㎞とすべきであり，防災審査の不存在（避難計画の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とされないこと）は，抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものと主張するが，抗告人らの主張は採用できない。
－202－
その理由は，以下のとおりである。
緊急事態における放射線防護の基本的な考え方
ａ放射線の人体への影響
放射線による人体への影響は，その影響の現れ方によって，確定的影響と確率的影響とに分けることができる。
確定的影響は，一定量の放射線を短時間に受けると必ず現れる影響をいい，受けた放射線の量が多くなるほど，その影響度（障害）も大きくなる。確定的影響が現れる放射線の量は，影響を受ける組織（身体の部位）等によっても異なるが，１００ｍ㏜程度ではいずれの症状も現れないとされる（乙２・45～47頁）。


確率的影響は，一定量の放射線を受けたとしても，必ずしも影響が現れるわけではなく，放射線を受ける量が多くなるほど影響が現れる確率が高まる現象をいう。国際放射線防護委員会は，放射線防護の観点上相応しいものとして，「約１００ｍ㏜を下回る線量においては，ある一定の線量の増加はそれに正比例して放射線起因の発がん又は遺伝性影響の確立の増加を生じるであろうという仮定」（直線しきい値なしモデル）を前提として，線量限度量を設定している（乙２０２・17頁）。
確定的影響に対しては，放射線を受ける量を一定量（しきい値）以下に抑えることで回避することができることから，しきい値以下に抑えることが放射線防護の基本となる。一方，確率的影響は，放射線を受ける量を有意なリスクの増加があるとされる約１００ｍ㏜以下に抑えるとともに，約１００ｍ㏜以下の放射線量に対しても，直線しきい値なしモデルの仮定のもと，合理的に達成可能な限り被ばく線量を低く抑えることが放射線防護の基本となる。
ｂＩＡＥＡ
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ＩＡＥＡは，緊急事態における防護対策に係る戦略として，①緊急時においても迅速かつ的確に防護対策の要否を判断するため，即座に判断が可能な基準として，原子力施設の状況，あるいは，放射線の人体への影響の判断基準となる実効線量等を基に，放射線モニタリングなどによる測定値と直接比較できる空間線量率等に予め置き換え設定した値を用いること，②防護措置にもリスクが伴うことも踏まえて，確定的影響を確実に回避し確率的影響のリスクを最小限に抑えつつ過剰な防護対策を防止するため，原子力施設からの距離に応じて被ばくによる影響のリスクは異なることなどを勘案して，確定的影響を回避するために予防的に避難が必要な地域，迅速な防護措置が必要となる可能性もあるものの状況に応じて防護措置の発動を判断すべき地域などに区分して防護対策を講じることを提案している（乙４０８・10～17頁）。
ｃ原子力規制委員会
原子力規制委員会は，緊急事態の特に初期段階においては，情報が限られた中で，確定的影響を回避するとともに，確率的影響のリスクを最小限に抑えるため，迅速な防護措置等の対応を行う必要がある一方，避難行動には危険も伴うことから，場合によっては，避難行動によって避けられる放射線の影響と比較しても無視できない影響をもたらす可能性もあり，特に高齢者や傷病者等の要配慮者にもたらす影響は，福島第一原発事故の教訓でもあるとの見解を表明している（乙４０７）。
原子力災害対策指針（乙４０９）
原子力災害対策について定める原子力災害対策特別措置法は，原子力災害対策として実施すべき措置に関する基本的事項や，原子力災害対策を重点的に実施すべき区域の設定に関する事項を定める原子力災害対策
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指針の制定を原子力規制委員会に対して要求している（同法６条の２）。そして，原子力規制委員会が定める原子力災害対策指針は，ＩＡＥＡの緊急時における放射線防護の考え方を参照し，福島第一原発事故の経験も踏まえて，原子力施設の状況に応じ防護措置の実施を判断する基準（緊急時活動レベル，ＥＡＬ〔EmergencyActionLevel〕），放射線モニタリングなどで計測された値に応じ防護措置の実施を判断する基準（運用上の介入レベル，ＯＩＬ〔OperationalInterventionLevel〕）及び講じる対策に応じた地域区分（原子力災害対策重点区域）を定め，これに基づく防護措置によって確定的影響の回避と確率的影響の低減を図るものとなっている。
ａ緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
緊急事態の初期対応段階では，情報収集により事態を把握し，原子力施設の状況や当該施設からの距離等に応じて，防護措置の準備やその実施を適切に進めることが重要となる。このような対応を実現するため，原子力災害対策指針は，原子力施設の状況に応じて，緊急事態を「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」及び「全面緊急事態」の３つに区分している。そして，これらの緊急事態区分に該当する状況であるか否かを判断するための基準として，原子力施設の状態等に基づき緊急時活動レベル（ＥＡＬ）が設定されている（乙４０９・６頁）。
警戒事態
警戒事態とは，その時点では公衆への放射線による影響やそのおそれが緊急のものではないが，原子力施設における異常事象の発生又はそのおそれがあるため，情報収集や，緊急時モニタリングの準備，施設敷地緊急事態要避難者の避難等の防護措置の準備を開始する必要がある段階のことをいう（乙４０９・６～７頁）。
施設敷地緊急事態
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施設敷地緊急事態とは，原子力施設において公衆に放射線による影響をもたらす可能性のある事象が生じたため，原子力施設周辺において緊急時に備えた避難等の主な防護措置の準備を開始する必要がある段階のことをいう（乙４０９・７頁）。
全面緊急事態
全面緊急事態とは，原子力施設において公衆に放射線による影響をもたらす可能性が高い事象が生じたため，放射線被ばくによる確定的影響を回避し，確率的影響のリスクを低減する観点から，迅速な防護措置を実施する必要がある段階のことをいう（乙４０９・７～８頁）。
ｂ運用上の介入レベル（ＯＩＬ）
上記の緊急事態区分のうち「全面緊急事態」に至った場合には，住民等への被ばくの影響を回避する観点から，放射性物質放出前の避難等の防護措置を講じることが重要となる。また，放射性物質放出後は，その拡散により比較的広い範囲に空間放射線量率の高い地点が発生する可能性があることから，このような事態に備え，緊急時モニタリング等を迅速に行い，その測定結果を一定の基準に照らして，必要な措置の判断を行い，それを実施することが必要となる。そのような防護措置の実施を判断する基準として，実効線量（被ばく量）に代えて即座に測定値と比較できる空間放射線量率等に基づき設定されたものが，運用上の介入レベル（ＯＩＬ）である（乙４０９・８頁）。
ｃ原子力災害対策重点区域（ＰＡＺ及びＵＰＺ）
住民等に対する被ばく防護措置を短期間で効率的に行うためには，あらかじめ異常事態の発生を仮定し，その影響の及ぶ可能性がある区域を定めた上で，重点的に原子力災害に特有な対策を講じておくことが必要である。そのような対策が講じられる区域を「原子力災害対策
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重点区域」といい，その類型として次のようなものがある。
予防的防護措置を準備する区域（ＰＡＺ）


ＰＡＺ（PrecautionaryActionZone）とは，急速に進展する事故において放射線被曝による確定的影響を回避するため，放射性物質の環境への放出前の段階から予防的に防護措置を準備する区域のことであり，原子力施設から概ね半径５㎞を目安とする（乙４０９・51頁）。
緊急時防護措置を準備する区域（ＵＰＺ）
ＵＰＺ（UrgentProtectiveaction   planningZone）とは，放射線被曝による確率的影響のリスクを最小限に抑えるため，前記のＥＡＬ，ＯＩＬに基づき緊急時防護措置を準備する区域であり，原子力施設から概ね半径３０㎞を目安とする（乙４０９・51頁）。
ｄＩＡＥＡ基準との関係
原子力災害対策指針におけるＰＡＺ及びＵＰＺの範囲の設定は，ＩＡＥＡの基準を踏まえて設定されたものであるが，ＩＡＥＡの基準は，放射線被曝による影響が及ぶ蓋然性，限られた時間内での対応の実行性等を総合的に考慮（例えば，ＵＰＺであれば，放出の濃度（惹いてはリスク）に係るＰＡＺとの差，平均的な気象条件において推定される個人への実効線量，数時間内にモニタリングを行い防護措置を行う実用上の限界等を考慮）して，各国から集まった専門家の判断によって提案されたものであり（甲Ｅ４６・１頁），その内容は，以下のとおりである（乙４０８・42頁）。
ＰＡＺ
ⅰ目的          確定的影響の防止又は低減
ⅱ実施時期     放出前又は放出直後
ⅲ対策          屋内退避，避難
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ⅳ半径          ０．５～５㎞
ⅴ範囲の根拠
・放出前又は放出直後にこの範囲内で講じる緊急防護措置により早期致死を超える線量を回避でき，また，一般的介入レベル(ＧＩＬ)を超える線量を防止。
・チェルノブイリ事故ではこのような距離で数時間以内に死亡するおそれのある線量率が測定された。
・ＰＡＺの最大半径は，次の理由により５㎞と仮定する。最も重大な緊急事態を除いて早期致死が想定される距離の限界である。
オンサイトでの線量に比べて１／１０に低減する。
この距離を超えた場所では緊急防護活動が正当化されることは，まず，ありえない。
放出前又は放出直後に屋内退避や避難が速やかに行える実用上限界の距離と考えられる。
これよりも大きな半径で予備的な緊急事態措置を実施すると，サイト近傍の人々への緊急防護活動の有効性が減少すると考えられる。
ＵＰＺ
ⅰ目的          線量の回避
ⅱ実施時期     放出後数時間以内
ⅲ対策          環境モニタリング，避難所の設置
ⅳ半径          ５～３０㎞
ⅴ範囲の根拠
・原子力発電所を想定した最も重大な緊急事態の場合に早期死亡のリスクを大きく低減するため，数日間又は数日以内にホッ
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トスポットを特定し，避難するためモニタリングを行う必要のある半径。
・このような半径では，放出による濃度はＰＡＺ境界での濃度に比べておおよそ１／１０に低減する。
・この距離は，対策拡大のための十分な基盤となる。・５～３０㎞の距離は，数時間以内にモニタリングを実施して適切な緊急防護活動を行う実用上の限界と考えられる。・平均的気象条件でこの半径を超える場所では，ほとんどの重大な緊急事態に対して，個人の総実効線量が避難のための緊急防護措置のＧＩＬを超えることはない。
ｅ原子力災害対策重点区域外における対応
原子力災害対策指針では，第３⑵の「異常事態の把握及び緊急事態応急対策」において，「原子力事業者からの緊急事態の通報等を踏まえ，国，地方公共団体等は，・・・・以下の流れに沿って，緊急事態応急対策を講じなければならない」と定めた上で，対策の具体的項目として，「原子力事業者から全面緊急事態に至った旨の通報を受けた場合には，原則としてＰＡＺと，プラントの状況に応じてＵＰＺの一部の範囲において，住民等に対して避難等の予防的防護措置を行う」，「原子力施設から著しく異常な水準で放射性物質が放出され，又はそのおそれがある場合には，施設の状況や放射性物質の放出状況を踏まえ，必要に応じて予防的防護措置を実施した範囲以外においても屋内退避を実施する」，「その後，緊急時モニタリングの結果等を踏まえて，予防的防護措置を実施した範囲以外においても，避難や一時移転，飲食物摂取制限等の防護措置を行う」と定め（乙４０９・66頁），続く第３⑸①の「避難及び一時移転」において，「住民等が一定量以上の被ばくを受ける可能性がある場合に採るべき防護措置」として，「Ｕ
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ＰＺ外においては，放射性物質の放出後についてはＵＰＺにおける対応と同様，ＯＩＬ１及びＯＩＬ２（ＯＩＬ１は，住民等を数時間内に避難や屋内退避等させるための，ＯＩＬ２は，住民等を１週間程度内に一時移転させるための基準）を超える地域を特定し，避難や一時移転を実施しなければならない」と定めている（乙４０９・69頁）。具体的には，基本的には放射線被ばくによる影響が及ぶ蓋然性の低いＵＰＺ外における放射性物質に関する対策については，どの程度の規模の漏洩が，どのタイミングで発生するかを予め限定するのは合理的でないことから，実際にそのような事態が生じた場合には，専門的知見を有する原子力規制委員会が，原子力発電所の状況や放射性物質の放出状況等を踏まえてＵＰＺ外へ屋内退避エリアを拡張する範囲を判断し，その判断を踏まえ，原子力災害対策本部や地方公共団体が緊急時における実効性を考慮して，屋内退避を実施するよう住民等に指示することとされている（乙４１０・別紙２－５～６）。そして，防護措置については，仮に福島第一原発事故に匹敵する規模の重大事故を想定したとしても，ＵＰＺ外においては，屋内退避の実施によって放射性物質通過時の影響が低減されると考えられることから，予防的に屋内退避を実施することが基本とされており，一時移転等の更なる防護措置については，放射性物質の通過後の緊急時モニタリング結果を踏まえた上で検討するとの見解が示されている（乙４１０・別紙２－６）。
平常時の放射線量についての法規制


許容線量告示２条１項１号は，「周辺監視区域」（人の居住が禁止され，業務上立ち入る者以外の者の立ち入りが制限される区域）の外側において，実効線量が年間１ｍ㏜を超えないことを求めているが，原子力規制委員会が認めた場合は，同条１項にかかわらず，１年間につき５ｍ
－210－
㏜とすることができると定め，設置許可基準規則解釈１３条で審査基準とされている安全評価指針（乙４１４）は，設計基準事故時の安全性の判断基準として「周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。」を挙げ（Ⅱ．４．２⑸），この判断基準について，「周辺公衆の実効線量の評価値が発生事故当たり５ｍ㏜を超えなければ，「リスク」は小さいと判断する。」と解説されている（解説３）。
検討
上記によれば，原子力災害対策指針のＰＡＺ及びＵＰＺの範囲の設定は，放射線被ばくのリスクと防護措置に伴うリスクとを比較衡量して決定された合理的なものと認められ，福島第一原発事故の緊急時避難準備区域が半径２０㎞〜３０㎞圏と設定されたこと（前提事実⑹）とも整合するということができる。
また，上記によれば，避難計画を策定すべき・防災審査をすべき範囲を公衆被曝限度年１ｍ㏜を超える汚染が生じる範囲とすべき合理的な根拠があるとは認められない。
以上によれば，原子力災害対策指針のＰＡＺ及びＵＰＺの範囲の設定は合理的であり，抗告人らの住所地（本件原子炉施設からの距離は約６０〜約１００㎞）は，避難計画を策定すべき範囲の対象外であるから，周辺区域の避難計画の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことは，新規制基準の不合理性を疎明したことにならないから，抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものではなく，周辺区域の避難計画の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことの是非は，本件の判断に影響を与えない。エ放射性廃棄物処理方法審査の不存在（原決定第３の２⑵抗告人らの主張欄エ）
前提事実⑼によれば，使用済燃料の再処理については，原子炉設置（変－211－
更）許可に際し，１号要件を満たしているかどうかの観点から再処理業者の属性等につき審査対象とされていることが認められるが，抗告人らが指摘するとおり，高レベル放射性廃棄物（使用済燃料の再処理にともない再利用できないものとして残る放射能レベルが高い廃棄物）についての規定は，設置許可基準規則には存在せず，使用済燃料その他の放射性廃棄物が将来にわたって環境に影響を与えないための方策の有無や実効性は，原子炉の設置（変更）許可に際し，１号要件ないし４号要件のいずれにおいても，審査対象とはなっていない。
しかし，使用済燃料その他の放射性廃棄物が将来にわたって環境に影響を与えないための方策の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことは，抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものではない（このことは抗告人らも認めている。）から，使用済燃料その他の放射性廃棄物が将来にわたって環境に影響を与えないための方策の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことの是非は，本件の判断に影響を与えない。
この点につき，抗告人らは，上記主張につき，本件発電所を稼働させることによって社会にもたらされる不利益の大きさや，本件発電所を稼働させる前に整備する必要のある法制度が未整備である実態を指摘するものであり，本件発電所が社会的に許容されない施設であることから，司法審査において本件発電所に高い安全性が求められることを根拠づけるものと主張するが，本件の争点は，本件原子炉の運転により抗告人らの生命，身体等の人格権が侵害される具体的な危険があるかどうかであり，原子力発電が可能性として有する社会に対する不利益の有無から要求される社会的安全性でないから，上記主張は採用できない。
オ環境基準等の設定欠如（原決定第３の２⑵抗告人らの主張欄オ）平常運転に伴って周辺の一般公衆が受ける放射線量については，原子炉
－212－
の設置（変更）許可に際し４号要件の審査対象とされている（設置許可基準規則１３条）ほか，線量告示によって規制されている（上記ウ）が，抗告人らが指摘するとおり，「環境保全のためにどの程度の放射性物質の放出が許容されるのか」についての規定は，設置許可基準規則には存在せず，放射性物質が環境に影響を与えないための方策の有無や実効性は，原子炉の設置（変更）許可に際し，１号要件ないし４号要件のいずれにおいても，審査対象とはなっていない。
しかし，抗告人らが自認するとおり，放射性物質が環境に影響を与えないための方策の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことは，抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものではないから，放射性物質が環境に影響を与えないための方策の有無や実効性が原子炉設置（変更）許可の審査対象とならないことの是非は，本件の判断に影響を与えない。
抗告人らは，上記エと同様に，司法審査において本件原発には高い安全性が求められることを根拠づけるものと主張するが，上記エで説示したのと同様の理由により採用できない。
⑶まとめ
以上によれば，新規制基準には，手続上も実体上も，その合理性を失わせる瑕疵は見当たらない。
３新規制基準の合理性に関する各論〜基準地震動策定の合理性（争点３⑴）
⑴新規制基準の合理性
ア真摯に東北地方太平洋沖地震等の教訓を踏まえていないとの主張（上記第３の３抗告人ら主張欄⑴ア）
新規制基準は，平成１８年の耐震指針改訂後に蓄積された知見（耐震バックチェック，超過事例①ないし⑤）や福島第一原発事故の教訓（ＡＭ対策を原子炉設置者による自主的な取組とすることを改め，これを法規制上－213－


の要求にするとともに，設計要求事項の見直しを行うことなど）を踏まえ，各種の検討を経て策定されたものである（前提事実⑻）。そして，新規制基準の基準地震動の策定方針に係る基本的な考え方は，「震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」を敷地における解放基盤表面において水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定するというものであって（設置許可基準規則解釈別記２の５一），改訂耐震指針（乙２１）における基準地震動の策定方針（指針５）と同一であるが，「震源を特定して策定する地震動」の不確かさの考慮につき，改訂耐震指針では，「基準地震動Ｓｓの策定過程に伴う不確かさ（ばらつき）については，適切な手法を用いて考慮することとする（基準地震動Ｓｓの策定に及ぼす影響が大きいと考えられる不確かさ（ばらつき）の要因及びその大きさの程度を十分踏まえつつ，適切な手法を用いることとする。）」（指針５⑵④，同解説Ⅱ⑶④）とされていたにとどまるのに対し，新規制基準では，「震源断層の長さ，地震発生層の上端深さ・下端深さ，断層傾斜角，アスペリティの位置・大きさ，応力降下量，破壊開始点等の不確かさ，並びにそれらに係る考え方及び解釈の違いによる不確かさ」として具体的に示され，これらのパラメータのうち，敷地における地震動評価に大きな影響を与えると考えられる支配的なパラメータを分析し，必要に応じて不確かさを組み合わせるなどの評価を行うべきとされ（設置許可基準規則解釈別記２の５二⑤），敷地及び敷地周辺の地下構造が地震波の伝播特性に与える影響を検討するため，敷地及び敷地周辺における地層の傾斜，断層及び褶曲構造等の地質構造や地震波速度構造等の地下構造等の評価を行うことなどが新たに要求されている（同解釈別記２の５四）（これらは，超過事例①ないし⑤，特に③の新潟県中越沖地震で得られた知見が反映されたものと認められる〔地震ガイド３．３．２⑷①２）〕。）。もっとも，上記の点を除くと，新規制基準は，その内容面において改訂－214－
耐震指針と大きく異なるものではないが，①改訂耐震指針は，旧耐震指針の策定以降の地震学及び地震工学に関する新たな知見の蓄積（特に平成７年兵庫県南部地震の検証により得られた断層の活動様式，地震動特性，構造物の耐震性等に係る知見）を踏まえ，原子力安全委員会の耐震指針検討分科会における５年以上の調査審議を経て策定されたものであること（前提事実⑸），②福島第一原発の主要な安全施設は，地震に対しては十分な安全裕度を備えていたため，福島第一原発事故の地震動によっても事故の原因となる損傷は生じなかったこと（前記第２の２⑹中のＩＡＥＡ検討報告書）等に照らすと，新規制基準と改訂耐震指針の相違が上記の程度にとどまることをもって，新規制基準が東北地方太平洋沖地震等の教訓を踏まえていないものと認めることはできない。
イ外部事象のリスク評価が足りないとの主張（上記第３の３抗告人ら主張欄⑴イ）
抗告人らは，新規制基準は，基準地震動を超えるような地震動が襲うような場合を想定したシビアアクシデント対策が不十分であると主張する。しかし，重大事故等対処施設及び重大事故等対処設備が基準地震動を超える地震動に対する耐震安全性を確保していないとの点で新規制基準が不合理といえないことは，後記３⑵のとおりであり，特定重大事故等対処施設の設置が経過措置で猶予されたことをもって新規制基準が不合理といえないことは，後記３⑻のとおりであるから，抗告人らの主張は採用できない。
ウ具体的・定量的な基準が出来ていないとの点（上記第３の３抗告人ら主張欄⑴ウ）
抗告人らの主張は，前記２⑵アのとおり採用できない。⑵敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（内陸地殻内地震）の想定の相
当性
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ア応答スペクトルに基づく地震動評価
松田式の適用方法（原決定第３の３⑴抗告人らの主張欄アａ）抗告人らは，基準地震動評価に際しては，広い範囲の断層が連動することを想定し，（長大断層においても）すべり量は飽和しないものと仮定し，すべり量の飽和を前提としない経験式を採用する（応答スペクトルに基づく地震動評価では，８０㎞を超える長さの断層についてもセグメント分けをせずに松田式を適用して地震規模を算定する）のが相当であると主張するが，採用できない。
その理由は，以下のとおりである。
ａ長大断層におけるすべり量の飽和の有無
地震モーメントＭｏは，断層の剛性率μ（断層毎に一定），断層長さＬ，断層幅Ｗ，すべり量Ｄの積により算定されるが，ＷはＬに比例して増大し（レシピではＬ＜Ｗｍａｘ→Ｌ＝Ｗ），ＤもＬに比例して増大するので，Ｍｏは，Ｌの３乗（断層面積Ｓの３／２乗）に比例して増大する（以下「ステージ１」という。）。
しかし，Ｌが長くなると，Ｗが地震発生層下限（レシピでは２０㎞）に達するため，Ｗは一定となり（Ｗが飽和）（レシピではＬ≧Ｗｍａｘ→Ｗ＝Ｗｍａｘ，Ｗｍａｘの上限は断層傾斜角が鉛直のときは２０㎞），ＤのみがＬに比例して増大するので，Ｍｏは，Ｌの２乗（Ｓの２乗）に比例して増大する（以下「ステージ２」という。）。そして，平成２１年改訂レシピでは，過去の地震記録などに基づ
き震源断層を推定する場合ＭｏとＳの経験式
について，①ステージ１では，Somervilleetal.   (1999)（Ｍｏ＝（Ｓ／2.23×１０１５）
３／２×１０－７）を，ステージ２では，WellsandCoppersmith(1994)などのデータに基づく入倉・三宅（2001）（Ｍｏ＝（Ｓ／4.24×１０１１）２×１０－７）をそれぞれ用いること，②入－216－
倉・三宅（2001）を適用するのはＭｏ＝７．５×１０１８（Ｍｗ＝６．５相当）以上とするが，③原理的にはＷが飽和しているかどうかでスケーリング則が変わるため，Ｗが飽和していない場合はSomervilleetal.(1999)を，Ｗが飽和している場合は入倉・三宅（2001）を適用するのが合理的であるとされた。


一方，長大断層でＤが飽和するかどうかについては，入倉（2004）で「Ｌが１０Ｗｍａｘ（Ｗｍａｘ＝２０㎞→断層長さ２００㎞）より大きくなるような巨大内陸地震（Ｍｏ＝１．０×１０２１以上）の場合，Ｄも一定となる（Ｄが飽和）ので，Ｍｏは，Ｌ（Ｓ）のみに比例して増大する。」（以下「ステージ３」という。）という外国の見解が紹介されていたが，平成２１年当時においては，このような見解は，「誰がやっても同じ答えが得られる標準的な方法論」（レシピ）として確立されてはいなかったため，平成２１年改訂レシピでは，上記のとおりＤの飽和を前提としないSomervilleetal.   (1999)の経験式と入倉・三宅（2001）の経験式みが採用され，Ｄの飽和を前提とする経験式は採用されず，入倉・三宅（2001）の適用上限がＭｏ＝１．０×１０２１（Ｓ＝４２４０㎢となる。）とされるにとどまった。
そのような中で，平成２１年頃以降，長大断層におけるすべり量の飽和につき，これを肯定する以下の研究が発表された。まず，室谷ほか(2009)は，概ね断層長さＬが８０㎞を超える長大断層に係る震源断層のモデル化に当たって行った長大断層に関するスケーリング則の検討に関する経過報告を目的とするものであり，その中で，「震源断層の断層面積と地震モーメントから平均すべり量が求められるので，地表での最大変位量（Dsurf）と震源断層での平均すべり量（Dsub_ave）の関係をみると，（中略）DsurfはDsub_ave
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の概ね１～３倍の間に収まっていることがわかる。長大断層に限ると，Dsub_aveとDsurfは２～３倍の関係となる」としている。もっとも，「長大断層に関しては，観測事例が少なく日本国内では１例のみである。今後はデータの蓄積とともにメカニズムの違いの影響やアスペリティに関する微視的断層パラメータの関係式などについて検討する必要がある」ことや，当該国内での１例は濃尾地震であるところ，「日本国内では，長さ８０㎞を超えるような長大断層での地震に対して，地震波形記録を用いて断層面上のパラメータを推定した結果は濃尾地震のみ（中略）であるが，古い地震記録のためデータの精度等の注意が必要である」などと指摘している。また，室谷ほか(2009)の元データでは，１９９９年集集地震（Chichi）で地表最大変位量が１０ｍ超となっているほか，Stirlingetal.(2002)の元データの中には平均すべり量が６ｍ超となるものが見受けられる。
次に，室谷ほか(2010)は，室谷ほか(2009)を受け，地表地震断層で観測されたパラメータと震源断層で推定されたパラメータの関係を示し，断層面積Ｓと地震モーメントＭｏに関するスケーリングについて検討した結果を報告するものであり，その中で，「震源断層長さと地表地震断層長さがほぼ１：１となっており，さらに地表で観測さ   れた最   大変位   量（Dsurf   ）と震   源断層   での平   均すべ   り量（Dsub_ave）の関係をみると，長大断層に限ればDsurfはDsub_aveの概ね２～３倍に収まり，震源断層での最大すべり量（Dsub_max）とはほぼ１：１の比例関係になることが分かった。次に，震源断層長さとDsurfの関係は，（中略）断層長さがほぼ１００㎞でDsurfが約１０ｍに飽和することが分かる。・・・・ここで，長大断層において断層幅も地震発生層深さで飽和すると考えると，震源断層面積は
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地震モーメントＭｏ１／１に比例するという入倉（2004）の３－stagemodelの３段階目にあたる関係を導くことができる。地震本部の強震動予測レシピ（平成２１年改訂レシピと認められる。）で採用している平均断層幅Ｗ＝１８㎞を与えると，震源断層面積Ｓ（㎢）と地震モーメントＭｏ（Ｎｍ）関するスケーリング則はＳ＝１．０×１０－１７Ｍｏとなる（Ｍｏ＝Ｓ×１０１７→すべり量が飽和し始めるときの地震モーメントは，Ｌ＝１００㎞・Ｗ＝１８㎞〔Ｓ＝１８００㎢〕として，Ｍｏ＝１．８×１０２０）。ただし，断層長さが５００㎞を超える地震のデータがないため，この式の上限には注意が必要である。」などと指摘している。
さらに，壇ほか(2011)は，断層長さＬが８０㎞ですべり量Ｄが約３ｍで飽和するという知見を明らかにしている。同論文は，「内陸地震のうち，特に横ずれ断層に起因する地震を想定する場合は，例えば中央構造線のように，その全長がきわめて長いとき，『強震動予測のためのレシピ』（平成２１年改訂レシピと認められる。）だとアスペリティの面積が断層面積の５０％を超え背景領域のすべり量が負となって，断層モデルが設定できないことがあり，課題となっている・・・本論文の方法によれば，平均すべり量Ｄは，震源断層長さＬが約８０㎞を超えるとほぼ３００㎝で一定となることがわかる。したがって，本論文でいう長大断層とは約８０㎞より長い断層であるといえよう。この結果は，従来から指摘されているように，平均すべり量Ｄは，小地震では震源断層の長さＬに比例し，大地震になるにつれて震源断層の長さＬにかかわらず一定になると考えられること（中略）と整合する結果である・・・従来から課題となっていた長大断層のパラメータが設定できるようになったが，本論文で用いた短周期レベルのデータは５地震と少なかった。したがって，
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今後，強震動予測の精度をさらに向上させるには，マグニチュード８クラスの地震データを含む数多くの内陸地震の短周期レベルの蓄積を行う必要がある」などとしている。なお，壇ほか(2011)の元データでは，国内では最も断層の長い濃尾地震ですらＬは約８０㎞である。
の長大断層におけるすべり量の飽和を肯定する見解に対しては，以下のとおり，否定的な見解もあった。
例えば，国立研究開発法人防災科学技術研究所社会防災システム研究部門長兼レジリエント防災・減災研究センター長・藤原広行（以下「藤原部門長」という。）は，平成２４年６月１９日の原子力安全・保安院の「第５回地震・津波に関する意見聴取会（地震動関係）」において，室谷ほか(2010)が強震動の専門家の間でどのぐらい受け入れられているのか質問されたのに対し，「１つの仮説としての検討結果が学会で発表されたというレベルである。」と述べた（甲Ｄ５５０の１）。