録を「震源を特定せず策定する地震動」である基準地震動Ｓｓ－３として採用しているが，同じ応答スペクトルの地震が全く異なる場所で再度発生するはずがないことや活断層と関連付けることが困難な過去の内陸地殻内地震の観測記録が少ないという限界があることを踏まえると，設置許可基準規則解釈や地震ガイドにおける「各種不確かさの考慮」をはぎとり解析の過程のものに限局して，実観測記録をほぼそのまま設計用基準地震動とするのではなく，観測記録から合理的に導かれる最大の応答スペクトルは当然考慮しなければならないというべきである。しかし，債務者は，そのような最大の応答スペクトルを想定しておらず，その基準地震動の策定は不合理である。
財団法人地域地盤環境研究所や原子力安全基盤機構による解析結果財団法人地域地盤環境研究所が，改訂耐震指針の「震源を特定せず策定する地震動」の評価のために検討を加えた「震源を特定せず策定する地震動計算業務報告書」によると，留萌支庁南部地震の地表での地震動のうち，Ｋ－ＮＥＴ港町観測点よりも大きな地表最大加速度が発生したと推測される部分がその東側に広がっており，Ｋ－ＮＥＴ港町観測点の地震動が同地震の最大地震動ではないことは一目瞭然である。同報告書によると，破壊開始点を変化させた上，破壊伝播効果をも加味させた場合，水平方向での最大地表加速度は，最大２０００ガルに達することが分かるが，債務者の計算方法に従うと，導かれる基準地震動は約１０３８ガルとなり，この程度の加速度まで考慮しなければ，地震大国たる我が国の原子力発電所にふさわしい地震動想定となり得ない。また，独立行政法人原子力安全基盤機構（以下「ＪＮＥＳ」という。）は，地震観測記録の不足を補う目的で，実際の地震記録から導かれたモデルによる地震動解析を行い，Ｍ６．５の横ずれ断層によって最大約１３４０ガルの地震動が生じることを明らかにしている。Ｍ６．５はＭｗ
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６．２相当に過ぎないから，上記解析結果を参照する限り，Ｍｗ６．５未満の地震から１３４０ガルを超える地震動が発生することも十分あり得る。
ＩＡＥＡ基準違反であること
債務者の手法は，確立した国際基準にも反する。すなわち，決定論的手法について，ＳＳＧ－９は，最大潜在マグニチュードの震源をサイト直下に置くか，サイトから特定の水平距離にあると想定し，適切な複数の地震動予測式を適用し，各種のばらつきや不確定性を考慮すべきことを要求しており，国内のどこかの場所で採取された特定の地震動記録を設計基準用地震動として採用するようなことは，どこにも規定されていない。ＩＡＥＡの基準に従うのであれば，地震本部の見解によるＭ７．３か，少なくとも地震ガイドの規定に従ったＭｗ６．５を最大マグニチュードとして設定すべきであり，この震源を，サイトの直下か，近傍の特定の場所に置いた上で地震動予測を行うべきである。債務者が「震源を特定せず策定する地震動」において採用する手法は，ＩＡＥＡの基準に照らしても何ら合理性を見いだせない。
イ債務者が収集した観測記録について
地震ガイドで収集対象となる内陸地殻内の地震の例として挙げられているのは，１９９６年３月宮城県北部（鬼首）地震から，２０１３年栃木県北部地震までわずか１７年間の１６地震の観測記録だけである。このようにガイドに例示された地震自体少ない上，我が国に設置されている地震計の数も限られていることからすれば，ガイドに例示された地震だけから，１万年に１回以下という低頻度の「震源を特定せず策定する地震動」を決めようというのは無理がある。それにもかかわらず，債務者がこの１６地震から岩手・宮城内陸地震等を検討対象から排除し，又はリストに例示されていない新潟県中越沖地震等を考慮せずにした地震動評価は不合理とい
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うべきである。
鳥取県西部地震（日野）等の排除について
まず問題となるのは，鳥取県西部地震のＫｉＫ－ｎｅｔ日野観測点を除いたことである。地上では南北方向で９２７ガル，鉛直方向７７６ガルを記録している上，地中でも東西方向５７５ガル，鉛直方向３１８ガルとかなり大きい地震動を記録しており，解放基盤表面はぎとり波に換算しても，少なくとも一部周期帯では本件原子炉の基準地震動を上回る可能性が高い。また，Ｍｗ６．５未満の地震のうち，２０１１年長野県北部地震のＫ－ＮＥＴ津南観測点と２０１３年栃木県北部地震のＫｉＫ－ｎｅｔ栗山西観測点の応答スペクトルは，加藤ほか（2004）のスペクトルを有意に上回っており，これらを子細に検討することにより「震源を特定せず策定する地震動」はより厳しい評価になる可能性もある。
岩手・宮城内陸地震の排除について
債務者は，地中で１０００ガル以上という極めて大きな地震動を記録した岩手・宮城内陸地震につき，軟岩・火山岩・堆積層の厚さの観点等を挙げ，地域差が顕著であるとして，観測記録収集対象外としている。しかし，そもそも債務者は，将来本件敷地直下ないし近傍で発生する可能性がある地震と，ガイドに例示された地震とでは，多かれ少なかれ地域差があることを前提としながらも，本件原子炉の敷地直下に震源断層モデルを設定する等して理論的に「震源を特定せず策定する地震動」を評価するという手法を採らず，地震ガイドに例示された地震の観測記録を直接用いるという手法を用いている以上，地域差を理由として貴重な観測記録を排除するのは背理である。地震本部において，「陸域で発生する地震のうち活断層が特定されていない場所で発生する地震」の最大マグニチュードは，最低で，鳥取県西部地震と同じＭ７．３とされているのも，地域差によっては震源断層をあらかじめ特定できない地震を限
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定できないことの現れである。


また，債務者は，岩手・宮城内陸地震の観測記録を採用しない根拠となる本件敷地との地域差について，①変位地形・リニアメント，②第四紀火山との位置関係，③地質，④応力場，⑤微小地震の発生状況，⑥地震地体構造について地域差を挙げているが，債務者は，鳥取県西部地震クラスの地震（Ｍ７．３，Ｍｗ６．６）が本件発電所直下等で生じることは認めているし，鳥取県西部地震クラスの地震については起こり得るが，岩手・宮城内陸地震クラスの地震は起こり得ないという論拠を債務者は示していないことからすれば，上記④以外の地域差は，岩手・宮城内陸地震を考慮しない理由にならない。上記④の応力場については，本件発電所立地地点では横ずれ型，岩手・宮城内陸地震震源域では逆断層型の地震が発生し易いという趣旨であると思われ，確かに，横ずれ断層と逆断層とでそこから発生する地震動の違いを指摘する見解はある。しかし，岩手・宮城内陸地震では，震源近傍のＫｉＫ-ｎｅｔ一関西の地中観測点において，ＮＳ成分で１０３６ガルの地震動が観測されており，これは露頭基盤波（解放基盤はぎとり波相当）に変換すれば１８５０ガル程度に相当すると考えられるところ，本件原子炉に係る震源を特定せず策定する地震動のうち最大の基準地震動Ｓｓ－３－１（６２０ガル）とは約３倍もの乖離がある。債務者は本来，横ずれ断層と逆断層とで約３倍の乖離があることを正当化する論拠を示す必要があるが，そのような研究結果は皆無である以上，応力場の違いをいうだけでは岩手・宮城内陸地震の観測記録を排除することはできない。
新潟県中越沖地震等を考慮しなかったことについて
２００７年能登半島地震（Ｍ６．９。以下「能登半島地震」という。）や，新潟県中越沖地震（Ｍ６．８）といった，事前に活断層が特定できず原子力発電所に想定以上の地震動をもたらした近時の沿岸海域の地震
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がこのリストから漏れているのも，極めて問題がある。東京大学教授・纐纈一起（以下「纐纈教授」という。）によると，地震ガイドの１６地震以外に新潟県中越沖地震，能登半島地震，福岡県西方沖地震の本震もいわゆる「隠れ断層」から発生した地震とみなすことができるとされる。新潟県中越沖地震については，はぎとり解析が行われ，柏崎刈羽原子力発電所１号機で当時東京電力が想定した４倍の１６９９ガルの地震動を観測したことが明らかになっているところ，これは電力会社が「詳細な調査」を実施しても事前に活断層の存在が指摘できなかった場所でも，このように大きな地震動が発生し得ることを示しており，このような地震動観測記録を安易に排除すべきではない。また，新潟県中越沖地震については，地表地震断層が認められたか否かにつき，地震本部の中でも意見が割れたことが窺われることなども踏まえれば，この地震についても事前に震源を特定できないものの１つとして考えるべきである。
（債務者の主張）
ア最大の応答スペクトルを想定すべきとの主張について
不確かさの考慮について
債務者は，留萌支庁南部地震を考慮した地震動については，Ｋ－ＮＥＴ港町観測点の記録からはぎとり解析を行い，基盤地震動を評価したところ水平最大加速度は５６１ガルと求まったものではあるが，表層地盤の減衰定数に不確かさを考慮して算出したところ同６０９ガルと求まり，さらにこれに安全余裕を考慮して，同６２０ガルの地震動として策定したものであり，不確かさを考慮している。また，鳥取県西部地震賀祥ダムの観測記録についても，本件発電所立地地点と鳥取県西部地震震源域では地震ガイドに示された「活断層の成熟度」に地域差が認められ，地震が発生する深部地下構造にも違いがあると考えられるものの，自然現象の評価と将来予測には不確かさが残るため，大局的にはいずれも西南
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日本の東西圧縮横ずれの応力場であることを踏まえ，更には原子力安全に対する信頼向上の観点から，より保守的に基準地震動として採用することとしたものであり，不確かさを加味している。債務者が策定した震源を特定せず策定する地震動は，「観測記録から直接導かれる応答スペクトル」をそのまま採用したものではなく，上記のような不確かさや保守性を考慮し，適切に策定したものである。
財団法人地域地盤環境研究所等の解析結果について
震源を特定せず策定する地震動は，観測記録を基に策定するものであり，債権者らが主張するような仮想的な震源モデル（断層面）を構築して地震動を評価するものではない。また，そもそも，震源を特定せず策定する地震動は，詳細な調査を前提とした敷地ごとに震源を特定して策定する地震動に最大限の努力を払った上で，それでも評価し損なう可能性を埋める補完的な位置付けであり，プラントに考慮すべきミニマムリクワイアメントとして導入されたもので，最大規模の地震を想定すべきものでもない。
債権者らが引用する計算業務報告書は，財団法人地域地盤環境研究所が留萌   支庁南   部地震   におけ   る地震   動につ   いて検   討した   MaedaandSasatani(2009)に基づく断層モデルを用いて地震動評価を行ったものであるが，原子力規制委員会が「断層モデルを介さずに策定する」との考え方を示していることに照らせば，当該評価結果が震源を特定せず策定する地震動の対象とはなり得ないことは明らかである。さらには，Maedaand    Sasatani(2009)は，債務者がはぎとり解析に用いた佐藤ほか(2013)の知見を踏まえていないこと，つまり詳細な調査に基づく地盤情報を踏まえずに断層モデルを構築したものであること，財団法人地域地盤環境研究所による評価がMaeda   andSasatani    (2009)の断層モデルのパラメータを仮想的に変更して仮想的な評価を行ったものであること
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を踏まえると，この評価から得られた地震動は，震源を特定せず策定する地震動の対象として相応しい観測記録とはおよそいい難い。また，債権者らが主張するＪＮＥＳの報告書は，ＪＮＥＳが震源を特定しにくい地震による地震動に確率論的な観点から検証を加えたもの，つまり，震源を特定しにくい断層による地震動強さの年超過確率を評価したものである。このため，ＪＮＥＳによる検討においては，発生確率の低いケースも想定する必要があることから，仮想的な断層モデルに仮想的な条件をいくつも重畳させた数多くの組合せによる地震動が解析評価されており，そのうちの１つで，最大加速度が約１３４０ガルとなる結果が得られたものであり，その地震動をすぐさま基準地震動に採用すべきという主張自体，発生確率や地域特性を無視したものであり，科学的合理性に欠けるものである。
ＩＡＥＡ基準違反について


そもそも，地震の発生頻度の少ない欧米（ＩＡＥＡの基準も含む。）では確率論的な手法が主流なのに対し，日本では地震の発生状況や活断層の評価を踏まえた決定論的な手法が主流となっている。地震動のように自然現象を対象とした評価では，地域的な事情を考慮し，それに適した手法が採用されるべきであり，これを無視して，ＩＡＥＡや他国の基準に照らして，日本で採用されている手法の妥当性を議論するのは適切ではない。また，我が国における規制内容は，ＩＡＥＡの安全基準と概ね良好に整合するものであるが，そもそも，ＩＡＥＡの安全基準はその全てを加盟各国の規制内容に採用するよう義務付けるものではなく，加盟各国の判断により取り入れるものである。したがって，ＩＡＥＡの安全基準の全てをそのままに採用せずとも，これを踏まえ，専門的技術的知見に基づいて，取り入れるべき要件を判断した上で定めることは何ら不合理なものでもない。
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イ債務者が収集した観測記録について
債権者らは，地震ガイドが例示するのは１６地震にすぎず，不確かさの考慮が義務付けられていることからしても，１６地震のみに依拠して評価すべきではない旨を主張するとともに，能登半島地震や新潟県中越沖地震などの観測記録を評価に含めないことは著しく不合理であるなど主張するが，次のとおり，債務者が当該観測記録を評価に含めなかったことは合理的である。
鳥取県西部地震（日野）等の排除について
震源を特定せず策定する地震動を評価する上では，確かな地盤情報が得られていること，はぎとり解析が可能であることが不可欠であるけれども，鳥取県西部地震のＫｉＫ－ｎｅｔ日野観測点等は詳細な地盤情報が得られていないから，当該観測記録を評価に含めなかったことは合理的である。なお，債務者は，地盤情報が得られていないなど，十分なはぎとり解析が現時点でできない観測記録についても，今後，観測点の地盤に関する調査等が進み，新たな知見が得られれば，それを基に改めて評価を行う考えである。
岩手・宮城内陸地震の排除について
Ｍｗ６．５以上の地震（事前に活断層の存在が指摘されていなかった地域において発生し，地表付近に一部の痕跡が確認された地震）は，震源断層がほぼ地震発生層の厚さ全体に広がっているものの，地表地震断層としてその全容を表すまでには至っていない地震であり，活断層や地表地震断層の出現要因の可能性として，地盤の上部に軟岩や火山岩，堆積層が厚く分布する場合，活断層の密度が少なく活動度が低い場合などの地域差が存在すると考えられているため，Ｍｗ６．５以上の地震の観測記録を収集対象とするか否かを判断するにあたり，地域差の検討を行うのが合理的である。そうであるところ，岩手・宮城内陸地震について
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は，当該地域に火山岩や堆積岩が厚く分布するため，地表が火山噴出物に覆われているとともに侵食速度も速く，この地震を事前に特定することが難しかったのに対し，本件敷地周辺は，火山岩や堆積岩が厚く分布する地域ではないため，仮に岩手・宮城内陸地震のような地震が想定されるとするならば，事前の地質調査で特定が可能と考えられることなどからすると，同地震のような地震が本件発電所の立地地点において発生することは考え難く，地震ガイドの規定に照らしても，震源を特定せず策定する地震動として評価する必要はないと判断したものであり，何ら不合理ではない。
新潟県中越沖地震等の不考慮について
能登半島地震や新潟県中越沖地震については，地震ガイドの策定にあたり，地震津波基準検討チームの第１０回会合において，震源を特定せず策定する地震動について議論がなされた結果，詳細な地質調査を実施すれば事前に震源の特定が可能との判断がなされたため，リストに含まれていないものであり，債務者が上記各地震の観測記録を評価に含めなかったことに何ら不合理な点はない。
⑸年超過確率について
（債権者らの主張）
ア債務者のした年超過確率の評価は，原子力学会(2007)に準拠しており，最新の知見である「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：2015」（以下「原子力学会（2015）」という。）を踏まえられておらず，その信頼性は失われている。また，これまでの国内の原子力発電所における基準地震動の超過実績を踏まえると年超過確率の算出方法がＩＡＥＡが定める国際的な基準に合致していないことは明白である。
イ債務者が年超過確率を算定するために作成したロジックツリーは，基
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本的に，債務者が基準地震動策定の際に行った不確かさの考慮に，発生確率と距離減衰式等のばらつきの考慮を加えたものに過ぎず，低頻度の現象の確率を計算するための真摯さに著しく欠ける。
（債務者の主張）
債務者が評価した年超過確率は，原子力学会(2015)で実施された原子力学会(2007)からの改定内容を適宜取り込んだ評価となっている。したがって，仮に原子力学会(2015)を反映したとしても，その影響は限定的であり，債務者がした年超過確率の評価の信頼性は否定されない。また，原子力学会(2007)は，学識者，実務者の長年にわたる議論と公正な手続を経て作成されたものであって十分な信頼性を有するから，これにのっとって債務者が算出した年超過確率も合理的である。
４争点４（耐震設計における重要度分類の合理性）について
（債権者らの主張）
福島第一原発事故の教訓を踏まえた政府の反省と対策の表明からすれば，外部電源の信頼性を高め，耐震性を向上すること，及び計装系が事故時に機能しないことがないようにすること，そのために重要度分類，耐震重要度分類を見直し，計装系に関する基準を見直した設置変更許可基準を規定し，いずれも設置変更許可申請において審査されるべき事項となっていなければならないのであり，次のとおり，原子力規制委員会は，災害の防止上支障がないものとして規則を定める義務を怠っているといわざるを得ない。
⑴外部電源について
外部電源は，全交流電源喪失を免れ，炉心損傷を防ぐために極めて重要な設備である。福島第一原発事故を経てもこれをＣクラスのままに留めておくのは，周辺住民の安全性よりも経済性（コスト）を優先しようという動機に基づくものといわざるを得ず，審査基準として不合理であるし，地震のリスクが高い本件原子炉においては特に不合理な対応であって人格権侵害のおそ
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れが否定できない。
⑵計測制御系統施設について


設置許可基準規則２３条２号では，通常運転時のみならず運転時の異常な過渡変化時においても，原子炉水位や原子炉冷却材の圧力，温度及び流量，原子炉格納容器内の圧力，温度等を，想定される範囲内で監視できる計測制御系統施設を設けることが義務付けられている。福島第一原発事故では，水位基準面気器が加熱され，蒸発により基準水面が低下してしまうという問題から，水位計などの数値がまったく信用できず，運転員たちは原子炉の状態が十分に把握できないまま過酷事故対応に当たらなければならなかった。債務者は，電源喪失時に計装制御系がダウンすることについての対策はある程度行ったようであるが，原子炉の温度，圧力が上昇し基準水面が低下してしまうことによる水位計の誤表示等の問題については，解決することなく放置している。少なくとも福島第一原発事故で実際に生じた状況は，上記規則における「想定される範囲内」というべきである。この問題を放置することは現行法令上不合理であって，計装制御系統の誤表示によって過酷事故対応を誤るおそれがある。
⑶非常用取水設備について
非常用取水設備を構成する海水ピット堰，海水取水口，海水取水路，海水ピットスクリーン室，海水ピットポンプ室のうち，海水ピット堰はＳクラスであるが，その余の設備の耐震重要度分類はいずれもＣクラスとされている。しかし，海水ピット堰以外の非常用取水設備を構成する設備が地震で破壊されれば，原子炉補機冷却海水設備としての機能が失われ，原子炉停止後の原子炉冷却に失敗することになるから，非常用取水設備は全てＳクラスにしなければならないというべきである。
（債務者の主張）
⑴外部電源について
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債務者が外部電源についてＣクラスの位置付けとしているのは，本件原子炉の外部電源による電力が，本件発電所以外の発電所から変電所を経て送電線により供給されるものであるところ，他の発電所から本件原子炉に至る間に存在する全ての設備をＳクラスの設備と位置付け，それらに対して人的，物的資源を投じることはおよそ現実的ではなく，「グレーデッドアプローチ」の考え方に基づき最も高い安全性を確保するという観点から不合理であるからである。
原子炉の安全確保に係る電源供給については非常用ディーゼル発電機がその役割を担うこととし，非常用ディーゼル発電機に特に高い信頼性を持たせることにより原子炉の安全性を担保するということが，原子力発電所の設計上予定された姿であって，外部電源に，非常時における原子炉の安全を確保するための電源供給の役割を担わせているものではない。したがって，外部電源がＳクラスの耐震安全性を備えなくても安全性に欠けるところはない。
⑵計測制御系統施設について
債務者は，本件原子炉の計測設備について，設置許可基準規則２３条を踏まえ，通常運転時及び異常な過渡変化時においては，炉心中性子束，中性子束分布，原子炉水位，原子炉冷却材圧力，温度及び流量，原子炉格納容器内圧力及び温度等の重要なパラメータを監視できるようにしている。また，設計基準事故が発生した場合においては，状況を把握して対策を講じるために必要な，原子炉格納容器内の圧力，温度等のパラメータについて，設計基準事故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわたり連続して監視，記録できるようにしている。これに加えて債務者は，設置許可基準規則５８条を踏まえて，重大事故等発生時において原子炉の状態を把握するために特に監視することが重要となる「重要監視パラメータ」（原子炉容器圧力・温度・水位，原子炉格納容器内圧力・温度・水位等）を選定し，本来これらを監視するための計測設備が故障等した場合にも原子炉施設の状況を
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把握することができるよう，重要監視パラメータを推定するための「重要代替監視パラメータ」を計測する設備を重大事故等対処設備（常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備）と位置付けて整備するとともに，可搬型計測器，電源（空冷式非常用発電装置）等も新たに整備している。
⑶非常用取水設備について
非常用取水設備を構成する海水取水口，海水取水路，海水ピットスクリーン室，海水ピットポンプ室及び海水ピット堰は，いずれも基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性が要求される常設重大事故緩和設備として位置付けられており，それぞれ基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性が確保されている。また，基準津波に対しても，引き波時において海水ポンプの機能を維持できるよう，開閉式のフラップゲートを有する海水ピット堰を設置しており，原子炉補機冷却海水系の冷却に必要な海水を確保することができる。５争点５（使用済燃料ピット等に係る安全性）について
（債権者らの主張）
使用済燃料は，原子炉から取り出された後もなお崩壊熱を出し続けているので，水と電気で冷却を継続しなければならないのであり，その危険性は極めて高い。
しかし，債務者が福島第一原発事故後に本件原子炉に講じた対策は，可搬式の消防ポンプによる使用済燃料プールへの直接注水等の対策に限られ，いずれも人為的な作業を伴うものであり，次のとおり，深刻な災害が万が一にも起こらないというために必要な対策は講じられていない。
⑴堅固な施設で囲い込まれていない点について
原子力発電所の安全確保の最も主要な部分は，核分裂生成物の拡散を防止するための「壁」の健全性を，平常時にも事故時にも，いかにして維持するか，すなわち「閉じ込めるか」ということであるが，本件原子炉において，使用済燃料は，原子炉内の核燃料よりも核分裂生成物をはるかに多く含むに
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もかかわらず，建屋という極めて脆弱な「壁」によってしか囲われていない。そして，福島第一原発事故において水素爆発により同４号機の建屋の屋根が吹き飛び，使用済燃料プールがむき出しになったことも踏まえれば，①外部からの脅威により使用済燃料の冠水状態が維持できなくなるような事態が生じないようにし，また，②使用済燃料の冠水状態が維持できなくなった場合に放射性物質の放出を防ぐため，堅固な施設によって防御を固められる必要があるというべきである。本件原子炉の使用済燃料プールを囲んでいる燃料取扱建屋の外壁及び屋根は，１００ｍ／秒の竜巻が襲来した場合，鋼製材の飛来物の衝突によって貫通が生じるという程度の強度しかないのであり，本件原子炉で，深刻な災害を万が一にも起こらないというために必要な対策が講じられているとはいえない。
⑵使用済燃料プールの耐震安全性について
ア冷却設備について
使用済燃料は，その燃料の崩壊熱を燃料プールの水で長期間冷却しなければならず，燃料プールには何回分もの取り換えられた使用済燃料が保管されているのであるから，その冷却が失敗した場合の危険性は高い。これほど安全上重要な施設であるにもかかわらず，使用済燃料プール（ピット）の一部が重要度分類クラス２，耐震重要度分類Ｂクラスとされたままである。本件原子炉の設置変更許可申請書においても，使用済燃料ピット水浄化系，使用済燃料ピット水冷却系はいずれもＢクラスとして申請され，補正されないまま設置変更許可処分がなされている。


かかる審査基準と債務者の措置は福島第一原発事故において使用済燃料プールの水位を保てたのは単なる幸運によるものであるという貴重な教訓を無視するものであり，大地震のリスクが特に高い本件原子炉においては明らかに不合理であって，使用済燃料ピットの燃料が損傷し広島市を含む広い範囲が強度に汚染されるおそれがある。これらは，クラス１，Ｓクラ
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スに分類し直して審査がなされる必要があり，それをしないままでは基準地震動に対する耐震安全性が確認されていないから，深刻な災害が万が一にも起こらないというために必要な対策が講じられているとはいえない。
イ計測設備について
水位計や温度計の計測装置が脆弱で破損する可能性があるということは，使用済燃料プールの水位が低下し温度が上昇した場合に，正確な状況の把握が困難になることを意味する。国会事故調査会は，福島第一原発事故では電源喪失による計装系の機能喪失が大きな問題であったが，仮に電源があっても炉心溶融後は，設計条件を遥かに超えており，計測器そのものがどこまで機能するか，既設原子力発電所での計器類の耐性評価を実施し，設備の強化及び増設を含めて検討する必要があると提言している。本件原子炉の使用済燃料プールの計測装置も，Ｓクラスとして審査されておらず，基準地震動に対する耐震安全性が確認されていないから，深刻な災害が万が一にも起こらないというために必要な対策が講じられているとはいえない。
⑶稠密化された使用済燃料プールの危険性について本件原子炉施設に係る使用済燃料プールも，リラッキング，本件発電所１，２号炉との共用化等により使用済燃料の稠密化が行われているのであり，乾式貯蔵等の導入により使用済燃料の密度を下げる必要性がある。深刻な災害が万が一にも起こらないようにするという立場に立つならば，乾式貯蔵等の導入により使用済燃料の密度を下げる対策は，将来の対策として先送りが許されるものではなく，直ちに実施されなければならないものである。
⑷重量物落下による危険性について
本件原子炉の使用済燃料プールにおいては，地震時にクレーン本体，移送中のキャスク等の重量物が落下し，使用済燃料プール又は使用済燃料が破損する危険性があるから，深刻な災害が万が一にも起こらないというために必
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要な対策が講じられているとはいえない。また，本件原子炉の使用済燃料プールクレーンには，免震・制振装置が設置されていない。直接基礎に固定されていないというクレーンの特殊性，クレーンや移送中のキャスクが落下した場合の危険性に鑑みれば，同クレーンにおける免震・制振装置の設置は，耐震安全性を向上させるための付加的な対策ではなく，万が一にも深刻な災害を起こさないために必要不可欠な対策と位置付けるべきである。
（債務者の主張）
⑴堅固な施設で囲い込まれていない点について
そもそも原子炉格納容器は，外部からの不測の事態に備えた炉心の防護をその目的として設計されているものではなく，債権者らは原子炉格納容器の機能に係る理解を誤っている。原子炉格納容器は，原子炉冷却材の喪失等が発生した場合に，内部から放射性物質を含む高温，高圧の水蒸気が周辺環境へ放出されることを万が一にも防止するために設けられているものであり，耐圧性能を備えているのもそのためである。
⑵使用済燃料プールの耐震安全性について
ア冷却設備について
使用済燃料ピット水冷却設備が機能を喪失し，使用済燃料ピット水を冷却することができなくなった場合でも，Ｓクラスの設備である使用済燃料ピット水補給設備により使用済燃料ピット内にホウ酸水を供給することで使用済燃料の冠水状態は保たれる。そして，冠水さえしていれば使用済燃料の健全性が維持されるため，放射性物質を環境に異常に放出する危険はない。また，使用済燃料ピット水冷却設備は，Ｓクラスの設備ではないものの，使用済燃料ピット水冷却設備のうち，通常時において使用済燃料ピット水の冷却に用いる使用済燃料ピット冷却器，使用済燃料ピットポンプ及び配管については，波及的影響の観点から評価を行い，Ｓクラスと同じく基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性を有していることを確認している。
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イ計測設備について
使用済燃料ピットの状態を確認するために重要な計装設備（水位計，温度計及び監視カメラ）を常設重大事故緩和設備として設置するとともに，可搬型重大事故等対処設備として可搬式の水位計も配備している。常設重大事故緩和設備及び可搬型重大事故等対処設備については基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性の確保が要求されることから，これらの計装設備及び可搬式の水位計についてもＳクラスと同じく基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性を確保している。したがって，使用済燃料ピットの状態を把握するための計装設備も高い耐震安全性を有している。
⑶稠密化された使用済燃料プールの危険性について債務者は，本件原子炉の使用済燃料ピットにおける使用済燃料の保管にあたって，全炉心燃料及び１回の燃料取替えに必要とする燃料集合体数等を考慮して，それに十分に余裕を持たせた設備容量を確保した上で，崩壊熱の除去及び放射線の遮へいに十分な量のホウ酸水により使用済燃料を冠水させた状態で保管している。使用済燃料ピット水を継続的に冷却するための使用済燃料ピット水冷却設備は使用済燃料ピットに貯蔵した使用済燃料の崩壊熱を十分除去できる能力を有している（万一，使用済燃料ピット水の漏えいが生じた場合には，使用済燃料ピット水補給設備によりホウ酸水を補給できる。）。また，仮に設備容量一杯まで燃料を貯蔵した時にホウ素を含まない純水で満たされるという厳しい条件を想定しても，使用済燃料ピットの未臨界性を確保できることを確認している。
⑷重量物落下による危険性について
落下時に使用済燃料ピットの機能に影響を及ぼす重量物については，使用済燃料ピット周辺の状況，現場における作業実績，図面等を確認の上，影響を及ぼす重量物として，燃料取扱棟の構造物，使用済燃料ピットクレーン及び燃料取扱棟クレーンを抽出した。債務者は，抽出したそれぞれの重量物に
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対して，燃料取扱棟の構造物については，基準地震動Ｓｓにより使用済燃料ピット内へ落下することがないよう，使用済燃料ピットクレーンについては，基準地震動Ｓｓによる地震力によってクレーン本体，転倒防止金具及び走行レールに発生する荷重が許容応力以下となること，すなわち，基準地震動Ｓｓにより転倒，破損等して使用済燃料ピット内へ落下することがないよう，燃料取扱棟クレーンについては，使用済燃料ピットの上部に走行レールを敷設せず，仮に走行レールから脱落したとしても，建屋の構造上，クレーン本体及び吊荷が使用済燃料ピットに落下しないよう対策を講じている。６争点６（地すべりと液状化現象による危険性）について
（債権者らの主張）
⑴地すべりについて


本件原子炉の敷地及び周辺斜面は，いずれも２５～６０度という地すべりが発生するのに十分な傾斜がある上，地すべりを起こす素因を相当に有しており，地震を引き金として地すべりを引き起こす可能性が極めて高い。それにもかかわらず，次のとおり，債務者の調査検討は不十分であるから，地すべりによる人格権侵害の具体的危険性が認められる。
ア本件原子炉周辺の地質等
本件原子炉の原子炉建屋の南側斜面は，高さが地上約８２ｍ，そのうち地上から３２ｍ付近までは傾斜が６０度もある急斜面であり，そこから上の部分も傾斜が約４５度の斜面となっている。また，佐田岬半島は，一般に著しい片理が発達し，薄く板状又は小片状に割れやすいという性質を持つ片岩類（緑色片岩，黒色片岩，珪質片岩，砂質片岩，石灰質片岩及び礫質片岩）が分布する三波川帯に属しており，日本でも有数の地すべり発生地帯で，破砕帯地すべりの多発地帯として知られている。債務者は，本件原子炉の周辺斜面の安定性について，解析モデルを作成し，基準地震動Ｓｓを用いた解析を行うことにより評価した旨述べ，その
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解析モデルの作成にあたって，「斜面の高さ（約３０ｍ）に対して，重油タンクと東側斜面の法尻との離隔距離（約９０ｍ）が十分に確保できて」いるために，「詳細な解析評価の必要性はないと判断し」，解析モデルすら作成していない。しかし，地すべりの移動現象は，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，斜面の高さに対し法尻からどれほど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，不明な事柄である。また，重油タンクの東側斜面において地すべりが発生した場合に，土塊の全部又は一部が北西方向に移動し，斜面を流れ落ち，その下にある本件原子炉の原子炉建屋に衝突する可能性も否定できない。加えて，重油タンクの東側斜面上に設置された鉄塔が倒壊し，これが土砂により運ばれる危険性も指摘できる。それにもかかわらず，債務者は，単に重油タンクと法尻との離隔距離のみをもって解析モデルすら作成しなかったのであり，詳細な調査を怠っていることは明白である。
イ三波川帯にあること
三波川緑色片岩は海溝付加帯において，沈み込む海洋プレートの上部がはぎ取られ，陸側に付加したものとされているところ，この海洋プレート上部層は，海嶺で生産された玄武岩層よりなるが，この玄武岩層は均質ではなく，枕状溶岩，ガラス状の玄武岩破片の堆積したハイアロクラスタイト，枕状溶岩の大小のかけらを含むハイアロクラスタイト・ブレッチャからなり，これらは場所により量的にも広がりの面でも極めて不均質である。そして，枕状溶岩やその岩片は押しつぶされる度合いが小さいが，ハイアロクラスタイトは著しく片状化するなど，緑色片岩層の脆弱面となる。この種の面がどう連続し変化するかということは，地盤及び周辺斜面の安定性にとって極めて重要な事項であり，債務者のように，ボーリング調査に
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よって柱状にどれくらいの長さで回収されるかを基準に形状観察を行うだけでは全く不十分である。コアとして回収された新鮮な状態では原岩に関わらず一定の強度を持っていても，長期的には強度に著しい違いを生じることになり，地震の震動に対して弱い面を与える結果を招来することから，コアとして回収された緑色片岩の「原岩」を観察，記載する必要があるにもかかわらず，債務者は，コアとして回収された緑色片岩の原岩が何かを全く考慮していない。
ウＡの鑑定
松山地方裁判所昭和４８年(行ウ)第５号事件の鑑定人Ａは，同事件における鑑定（以下「別件鑑定」という。）において，①本件敷地岩盤の岩質は，決して堅硬なものではなく，むしろ脆弱なものであり，本件敷地及びその周辺における地すべり発生の可能性は，地質上の諸特徴から見ると，決して少なくないと判断される，②本件敷地及びその周辺は，急峻な山岳が屹立していて，しかも，高角度の断層・破砕帯が少なからず存在する場所では，当然，地すべりの発生する可能性がある，③破砕帯地すべりでは，台風期や梅雨期に多量の降雨が破砕帯に沿って地下に滲透し，岩石の固結力が低下することによって起こりやすいところ，現地調査の結果，試掘横坑内に多量の水がたまっていることが認められたことなどから，地下水面がかなり高い位置に存在するものと予想されるとした上，Ｍ７クラスの地震が発生する可能性のある本件敷地及びその周辺では地震の可能性も考慮しなければならないところ，基礎岩盤にこれらのすべり面があり，とりわけ地下水面が存在していて，これらのすべり面が湿潤になっている場合には，地震時に際してすべり面が滑動する可能性が多分にあると考えられるとしている。
エ検討すべき課題等について
債務者が，従来の資料に加え，平成２２ないし２４年に新たに行った深
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部ボーリング調査の結果を踏まえて作成した断面図によれば，緑色片岩層（約４７０メートル）の下位は，主として泥質片岩層とされているところ，泥質片岩層は，海溝で沈み込む海洋プレートの上面に堆積した泥砂層が海溝で陸側に付加したものであって，特に泥質片岩は鱗片状化が強く，片岩層中では最も脆弱な層である場合が多い。そのため，本件敷地地盤の下部には，物性の異なる緑色片岩層と泥質片岩層との境界及び泥質片岩層中の無数の脆弱層が存在すると考えなければならず，これらの弱面は，南海トラフのＭ９クラスの地震が発生した場合に，四国全体が水平ずれを起こすと想定したとき，大きなリスク要因となり得る。それにもかかわらず，債務者は，敷地地盤の下部に存在すると考えられる脆弱層について，何ら検討を行っていない。
さらに，本件敷地周辺には，佐田岬半島の南北圧縮による緩やかな背斜構造に伴う軸面破断及び東西伸長によるものなどの破断面が存在しており，これらの破断面は，水の浸透を促進し，緑色片岩層の脆弱層（ハイアロクラスタイト由来の強片理層）へ水を運ぶことによって風化を促進し，すべり面の成長を準備する可能性があることから，節理ないし破断面が深さ方向及び側方へどう連続しどう変化するかといった，節理周辺の岩相変化（変質）などの観察・記載が必要である。それにもかかわらず，債務者は，こうした観察・記載を行っていない。
⑵液状化について
ア液状化の危険性について
液状化は，緩い砂質土層と地下水による飽和という二つの条件の組み合わせがある場所で生じる。そして，海岸埋立地は，造成されて間もない締まりのゆるい地層であり，海辺にあるので地下水で完全に飽和し，埋立材料は海底砂であることが多いので，液状化が最も起こりやすい地形であるところ，本件敷地にも埋立地が多数ある。また，過去の地震では，液状
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化が発生した震度は，概ね震度５程度以上といわれている。本件敷地においては南海トラフのＭ９クラスの超巨大地震や中央構造線断層帯においてＭ８クラスの巨大地震が発生する危険性があり，内閣府検討会においても本件原子炉がある伊方町の想定震度は「６強」との報告がなされている。したがって，本件原子炉の敷地は，液状化の発生の危険性が極めて高い。
イ液状化の影響について
本件敷地においては，各原子炉建屋と，原子炉に通ずる各配管やタービン発電機，復水器，給水加熱器，給水ポンプなどを収納するタービン建屋，発電機と送電系統の連絡や切り離しを行う機器類が設置されている特別高圧開閉所，貯水口，冷却用海水の出入り口となる放水口が散在している。敷地が液状化すれば，それぞれの建屋ごと不等沈下し，死活的役割を担っている一次冷却水を通水する配管を初めとする各配管類が破断し，原子炉が冷却不能な事態を発生させる恐れが極めて高い。さらに，敷地の不等沈下により，道路が陥没等を起こし，シビアアクシデント対策として用意されている可搬性の非常用設備や人員の移動ができず，結果的にシビアアクシデント対策を実施することが不可能となり，破滅的な事故が発生する危険性がある。
（債務者の主張）
⑴地すべりについて
ア本件原子炉周辺の地質等について
債権者らは，斜面の高さに対して法尻からどれほど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であると主張し，債務者が重油タンクの周辺斜面についての評価を怠ったとして非難する。しかし，債務者が詳細な解析を行わなかったのは，本件原子炉の重油タンクとその東側斜面の法尻との距離は約９０ｍ，東側斜面の高さは約３０ｍであるところ，斜面の高さと地すべり土塊の到達距離との関
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係について，地すべり土塊の到達距離は斜面の高さの１．４倍（５０ｍ未満の場合は５０ｍ）に収まるとする知見や，土砂災害による被害影響範囲として急傾斜の高さの２倍（概ね５０ｍを限度）とする知見に照らして，重油タンクと東側斜面の法尻との距離及び東側斜面の高さとの関係は，十分に余裕があると考えられるためであり，合理的な判断である。
イ三波川帯等について
債権者らは，本件敷地が地すべり地帯とされる三波川帯に位置することから，本件原子炉においても地すべりが発生する危険性が高いかのように主張するが，債権者らのこの主張自体，結局のところ，三波川帯には結晶片岩が分布するため地すべりが多いという一般論的，抽象的，定性的な情報を基に，本件発電所に地すべりが発生する危険性をいうものに過ぎない。この点，債務者は，本件発電所の建設時において，詳細な調査により地形・地質・地質構造について十分に把握するとともに，ボーリング調査，試掘坑内の試験等を通じて，敷地地盤を構成する岩盤の性状，物理的・工学的特性等に係るデータを収集して，ボーリングコアの観察による地質柱状図を作成し，地質断面図を作成した上で，敷地の地質・地質構造の面的な広がりも踏まえて解析を実施し，本件原子炉が地盤に係る安全性を有していることを確認している。なお，債務者は，本件発電所を新設した際，風化した地盤を切り取った上で，Ｓ波速度として２６００ｍ／秒を有する非常に堅硬で，十分な地耐力を有している新鮮な岩盤上に各施設を設置し，周辺斜面についても同様に，地すべりの可能性のある表土や風化した岩盤を削り取るなどの対策を講じている。
ウ別件鑑定について
債務者は，詳細な調査に基づき，本件敷地の地盤の岩盤について，まずは「電中研方式」による分類を行い，さらに同じ分類であっても風化の程度や割れ目の状態等によって強度等に幅があることを踏まえた解析用物性
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値の分類を行っており，総じて堅硬な岩盤ではあるものの，全く一様なものとして扱っているわけではなく，局所的に岩盤の物性が異なるような場合には，それを適切に評価に反映している。また，債務者は，本件発電所の地下水位の観測結果によると，地下水位はＣＬ級岩盤上端より深い位置にあることが分かったが，すべり安全性に係る評価においては，これを保守的に，斜面部についてはＣＬ級岩盤上端に，建屋部については建屋底面に，その他の箇所については地表面にそれぞれ地下水位を設定しているところ，これは，実質的に地下水で地盤が飽和している状態を想定しているのと同じことになるのであって，債権者らが指摘する地下水や降雨の影響は，債務者が行うすべり安全性に係る評価に既に織り込まれている。その上，地震についても基準地震動Ｓｓによる地震力が作用した場合を想定した評価を行っているなど，安全性の確保に問題はない。
エ検討すべき課題等について
債務者は，本件原子炉の基礎地盤及び周辺斜面において，地すべりに関する解析評価を行うにあたり作成した解析モデルにおいて「岩盤は全体として均質のものと考え」た事実はない。債務者は，本件原子炉の地盤の安定性を評価するにあたり，詳細な調査の結果に基づき，基礎地盤を構成する岩盤の解析用物性値を設定し，解析モデルを作成している。
⑵液状化について
ア液状化の危険性について
本件敷地の一部には埋立部があるものの，本件原子炉の耐震重要施設及び常設重大事故等対処施設は，全て堅硬な岩盤に支持させているため，本件敷地において，仮に埋立部が液状化したとしても，耐震重要施設及び常設重大事故等対処施設が損壊することは考えられない。また，本件敷地の埋立部は，地下水位の平均は地表面から約１０ｍの深さで飽和はしておらず，埋立部の土全体が粒が大きいものから小さいものまで幅広い土粒子で
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構成されており，埋立部のＳ波速度は３００ｍ／秒以上と良く締まった地盤であることを確認しているのであって，債権者らの主張はいずれも事実に反する。
イ液状化の影響について
債務者は，新潟県中越沖地震の際には，東京電力柏崎刈羽原子力発電所において液状化現象が発生し，構内道路にも変状が生じたことを踏まえ，災害時におけるアクセスルートを確保する観点から，仮に埋立部において液状化現象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，種々の対策を行っている。
また，埋立部にある道路で若干の段差が発生することも想定される大型埋設物が地中を横断する箇所について，ジオテキスタイル補強工法による耐震性向上工事を実施した。そのため，補強路盤下部の支持地盤に仮に段差が発生したとしても，ジオテキスタイルが引張補強材として機能し，セメント安定処理を施した土層に作用する曲げモーメントに抵抗することで，補強路盤が緩やかに変形し，道路面に段差が生じることなく，車両の走行が可能な状態を維持できる。
７争点７（制御棒挿入に係る危険性）について
（債権者らの主張）


⑴制御棒で「止める」ことが困難であること
原子力発電所の安全確保策は，｢止める｣，｢冷やす｣，｢閉じ込める｣という標語で喧伝されている。｢止める｣とは，制御棒を燃料棒の間に挿入することによって，中性子を吸収して核分裂の進行を抑えることをいうところ，本件原子炉では，基準地震動Ｓｓによる激しい揺れの中で，制御棒が安全に挿入されることが確認されておらず，安全確保策の第一段階である「止める」こと自体が極めて困難というべきである。すなわち，債務者は，鉛直動により制御棒挿入経路の機器が上方に移動した場合には，上向きの摩擦力が作用し，
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制御棒の挿入を遅らせる効果が生じる。一方，鉛直動により制御棒挿入経路の機器が下方に移動した場合には，下向きの摩擦力が作用し，制御棒の挿入を早める効果が生じる(相殺する)旨主張するが，これは誤りである。論理的には，上下振動が加わる場合，制御棒と制御棒案内管の間で，相対移動距離を増やし，各種の抗力を合計した全体の抗力が大きくなるのであり，制御棒の挿入を遅らせる方向に作用するものである。地震外力による抗力として水平動の影響のみならず，上下動の影響を考慮して制御棒挿入時間を計算しなければならないが，債務者はこれを考慮していない。
また，下方向振動位相のずれ(制御棒が，より早く挿入される方向のずれ)の場合，債務者の期待とは異なり，制御棒挿入時間の減少につながるわけではないから，これも考慮しなければ，制御棒挿入が安全に挿入されることの確認がされたとはいえないが，債務者はこれを考慮していない。
⑵解析コードの問題
債務者は，新規制基準を踏まえて制御棒挿入性の評価を行った際には，応答倍率法に代えて，基準地震動Ｓｓによる時々刻々の揺れを基に解析コードを用いて制御棒挿入時間を算定している。しかし，当該解析コードは，基準地震動Ｓｓの代表的な時刻歴モード(例えば，エルセントロ波など)を用いているものと推測されるが，その代表的な時刻歴モードが，本件原子炉に将来生じる地震時刻歴全てをカバーしているわけではないため，決して安全を確保しているとはいえない。
（債務者の主張）
⑴制御棒挿入時間の想定が合理的であること
制御棒が落下中に制御棒挿入経路の機器に接触すると，制御棒に摩擦力が生じる（この摩擦力により制御棒の挿入を遅らせる効果が生じる。）。この摩擦力については，地震時以外の通常の挿入時に生じるものは「メカニカル抗力」として，地震時に追加で生じるものは「地震外力による抗力」として，
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計算上考慮している。「地震外力による抗力」としては，水平動により制御棒が制御棒挿入経路の機器に接触する時間が長くなることや接触の強度が強くなることで摩擦力が増加するため，債務者はこれを考慮して制御棒挿入時間を算定している。これに対して，鉛直動の影響については，鉛直動により制御棒挿入経路の機器が上方に移動した場合には，摩擦力が増加し，制御棒の挿入を遅らせる効果が生じる一方で，鉛直動により制御棒挿入経路の機器が下方に移動した場合には，摩擦力が減少し，制御棒の挿入を早める効果が生じるところ，地震による鉛直動は，上下の揺れが交互に訪れるものであることから，地震による鉛直動が作用した場合，制御棒の挿入を遅らせる効果及び早める効果が同程度作用することになる。これらの力は，相殺されるため，「地震外力による抗力」として鉛直動の影響を考慮する必要はない。
⑵解析コードの問題について
債務者は，本件発電所における基準地震動Ｓｓを用いて制御棒挿入性の評価を行っており，債権者らが挙げるようなエルセントロ波等の一般の耐震評価に用いられる代表的な地震波を用いて評価を行っているわけではない。また，債務者は，落下開始時刻の想定を０．１秒ずつ（挿入時間が大きくなる時間帯については０．０１秒ずつ）変更しながら,各時刻で落下を開始した場合（全部で約１２００ケース）の挿入時間を繰り返し算定している。すなわち，債務者による制御棒挿入性評価は，基準地震動Ｓｓにおいて最も厳しいタイミングで挿入が開始される場合を想定したものであるから，十分に安全が確保されている。
８争点８（基準津波策定の合理性）について
（債権者らの主張）
⑴プレート間地震による津波について
債務者は，南海トラフから琉球海溝沿いの領域については，南海トラフの巨大地震（Ｍｗ９．１）と琉球海溝北部から中部における波源（Ｍｗ９．０）
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の２つ設定するだけで，南海トラフと琉球海溝が同時に連動するようなモデルを設定していないが，次のとおり，津波ガイドに沿って，南海トラフから琉球海溝までの連動（Ｍｗ９．６）を想定すべきであったというべきである。
ア津波ガイドについて
内閣府検討会は，「今回の検討は，一般的な防災対策を検討するための最大クラスの地震・津波を検討したものであり，より安全性に配慮する必要のある個別施設については，個別の設計基準等に基づいた地震・津波の推計が改めて必要である」と表明しているところ，「より安全性に配慮する必要のある個別施設」の代表格が原子力発電所であり，津波ガイドはその「個別の設計基準等」に当たることは疑いない。つまり，内閣府検討会は，自身が検討した最大クラスの地震・津波はあくまで一般防災用であり，原子力発電所の対策としては不十分であるとしているのである。そして，津波ガイドは，「３．３津波波源の設定」の「３．３．１国内外の津波事例の考慮」において，「⑵近地津波や遠地津波を対象とした津波波源の設定に当たっては，国内のみならず世界で起きた大規模な津波事例を踏まえ，津波の発生機構やテクトニクス的背景の類似性を考慮していることを確認する」，内閣府検討会では，「２０１１年東北地方太平洋沖地震及び世界の巨大地震の解析事例の調査に基づいて，駿河湾から日向灘までの範囲を対象とした南海トラフにおける最大クラスの津波波源モデル（Ｍｗ９．１）を設定している」とした上で，「ただし，この海域のテクトニクス的背景は２００４年スマトラ沖地震と類似していることから，津波波源の領域は，南海トラフから南西諸島海溝まで含めた領域が対象となる。」としている。このような記載を踏まえると，津波ガイドは，原子力発電所の安全確保のためには，内閣府検討会の想定する富士川から日向灘までの約７５０㎞を震源域とする南海トラフの波源モデル「Ｍｗ９．１」の想定では不十分であり，南海トラフから琉球海溝までを含めたより
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大きな波源域を想定することを求めているというべきである。
イ国際基準について


平成２７年８月３１日にＩＡＥＡが公表した，福島第一原発事故について検証した技術文書からすれば，遅くとも１９７０年代の国際基準（国際慣行はもっと以前から。）では，再来期間が１万年単位の確率で発生する津波データを考慮することとなっているところ，福島第一原発では，そのデータがないことを埋め合わせるために，歴史記録のある最大の震度又は規模に上乗せし，震源をサイトから最短距離に置くべきであった。また，ＩＡＥＡは，日本海溝がチリやアラスカと同様，環太平洋帯に位置することから，地体構造上の類似性があるとし，１９６０年チリ地震（Ｍｗ９．５）や１９６４年アラスカ地震（Ｍｗ９．２）と同程度の地震が日本海溝で発生することを福島第一原発設計当初から考慮すべきであった旨述べている。このＩＡＥＡの技術文書の記載は，福島第一原発事故の原因を分析したものとしてＩＡＥＡに加盟する世界の専門家が認めるものであり，我が国において厳粛に受け止めるべきものである。しかし，債務者は，南海トラフの巨大地震により発生する津波波源について，内閣府検討会のモデル（Ｍｗ９．１）をそのまま採用し，歴史時代に同領域で発生した最大規模のものと見られている１７０７年宝永地震（Ｍ８．６）よりもマグニチュードで０．５上乗せしたものを想定しているに過ぎない。宝永地震タイプの地震は３００ないし６００年間隔で発生すると推定されており，マグニチュードを０．５上乗せする程度では１万年単位の再来期間の地震像になるとは到底いえないのであり，債務者の想定は国際基準に反するものである。
⑵海域の活断層による津波について
ア歴史記録の考慮を除外したことについて
津波ガイドでは，「歴史記録については，震源像が明らかにできない場
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合であっても，規模が大きかったと考えられるものについて十分に考慮されていることを確認する」と記載されている。
そして，慶長豊後地震がＭ７．６程度の中央構造線を構成する複数の活断層の連動した地震であったこと，そして，本件原子炉の所在地にも６ないし１０ｍ程度の大きな津波をもたらしたことは，古文書から合理的に推測することができる。しかるに，債務者は，単に「記録がない」との理由だけで慶長豊後地震を基準津波策定の考慮要素から除外した。そのような経過で策定された基準津波は，債務者に都合の悪い数値を排除したものであり，津波ガイドに違反するばかりでなく，原子力発電所の安全性を全く確保しないものである。
イ債務者の想定の問題点について
債務者は，海域の活断層について中央構造線断層帯と別府－万年山断層帯の連動による４００㎞を超える長大な断層を考慮するとしながらも，結局は１００㎞未満に区分された活断層について地震規模やすべり量を検討しているに過ぎない。しかし，長大断層については，断層の連動が長くなればすべり量が大きくなるという考え方もあり，どのような活断層につきどの程度ですべり量が飽和するかについては，確立した知見はない。本件原子炉については，敷地前面に最長４８０㎞にわたって連動することが想定される中央構造線断層帯が走っているが，中央構造線断層帯が活動した際，すべり量は飽和するかもしれないが，飽和しないかもしれないのであり，原子力発電所の持つ潜在的危険性の大きさからすれば，一か八か，すべり量が飽和するモデルに賭ける，というような危険な選択は許されない。また，中央構造線の長期評価では，当麻断層－伊予灘西部断層の３６０㎞連動ケースで最大Ｍｗ８．４と想定されているところ，債務者はこれよりも長大な断層の連動を想定しながら，セグメントごとにＭｗ７．１－７．６程度を想定するのみであり，これで十
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分な津波想定ができるとは考え難い。
債務者は７ないし８ｍの平均すべり量について，長大断層の過去のデータと比して十分保守的な値を設定している旨主張する。しかし，中央構造線の長期評価では，川上断層－伊予灘西部断層のずれにつき，最大値を讃岐南縁の数値と同じと仮定して２－７ｍとされている一方で，敷地前面海域の断層群＋伊予セグメントのすべり量は，基本的に最大７．５９ｍと設定されている。一般防災を想定している中央構造線の長期評価の最大値と同程度では，想定外の極小化が求められる原子力発電所の津波想定として十分保守的といえない。
また，債務者は，断層の不均質な破壊を考慮した津波評価の際，なぜか壇ほか(2011)によって敷地前面海域＋伊予セグメントの平均すべり量を２．６７ｍに引き下げ，アスペリティのすべり量を３ないし６ｍ，アスペリティ上部のすべり量を最大８ｍに設定しているが，一様すべり量モデルでは平均すべり量を基本的に７．５９ｍとしている上，債務者の採用する室谷ほか(2009)でも地表最大変位量は１０ｍまで飽和しないことになっている。ところが債務者は，すべりの不均一を想定する際には平均すべり量を約３分の１に切り下げるモデルを採用し，地表最大変位量１０ｍを考慮した不均一すべり分布モデルを検討していないため，不均質な破壊を考慮したケースの方が，これを考慮しないケースよりも想定津波が小さくなってしまっている。これは矛盾した設定であり，基準津波の引き上げによって防潮堤等による対策を避けるために，恣意的に行われている疑いがある。
津波予測の精度について
津波を数値予測するとき，誤差の要因は，①地震発生場所の誤算，②海底隆起量の誤算，③津波伝播過程の誤算の３つあると考えられるところ，津波予測の精度には２倍程度の誤差がある，換言すれば最小値と最大値と
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の間には４倍もの開きが生じ得るとされている。債務者の基準津波策定過程では，パラメータスタディをしても津波の予測は所詮「倍半分」に過ぎないという観点を計算に入れていないのであり，この点でも科学的安全性を備えたものとは到底いえないといわざるを得ない。
債務者は，土木学会(2002)によるパラメータスタディによって波源の不確定性によるばらつき等が十分に評価できる旨主張するが，土木学会の津波評価部会主査として土木学会(2002)をとりまとめた東北大学名誉教授首藤伸夫自身が，津波予測精度は倍半分であり，これはパラメータスタディでもカバーできない旨述べていることを無視している。福島第一原発事故後においては，同じような事故を二度と起こさないために，ばらつきや予測精度の誤差を定量的に考慮できる基準津波の策定が求められているというべきであるが，債務者による基準津波の策定過程ではそのような考慮がなされていない。
（債務者の主張）
⑴プレート間地震による津波について
ア津波ガイドについて


津波ガイドは，プレート間地震に起因する津波波源の設定について，「対象海域における既往地震の発生位置や規模を参考に，プレート境界面の領域区分（以下「セグメント」という。）を設定し，セグメントの組合せにより，津波波源の位置，面積，規模を設定していること」，「セグメントの組合せに応じた津波波源の総面積に対し，地震の規模に関するスケーリング則に基づいてモーメントマグニチュード及び平均すべり量を設定していること」を求めているが，想定すべき地震規模を具体的数値で定めてはいない。
確かに，津波ガイドは，プレート間地震に起因する津波波源を設定する対象領域の１つとして南海トラフから琉球海溝沿いの領域を例示し，当該
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領域の規模の最大値として「Ｍｗ９．６程度」と記述しているが，その「地震規模は参考値である。」と明記している。つまり，津波ガイドは，基準津波を策定するにあたっては，南海トラフから琉球海溝沿いの領域にプレート境界面のセグメントを設定し，その組合せにより波源の位置，面積，規模を想定しているかどうか，当該セグメントを組み合わせて設定した波源の総面積に相応のＭｗが設定されているかどうかを確認すると定めているにすぎず，Ｍｗ９．６の地震を想定するよう求めるものではなく，債権者らは，津波ガイドの理解を誤っている。
また，債務者は，南海トラフから南西諸島海溝沿いの領域において，南海トラフ，琉球海溝北部，琉球海溝中部及び琉球海溝南部の各セグメントを設定し，固着域及び構造的な境界に関する分析結果から，南海トラフから琉球海溝までの領域において，各領域を横断するような破壊伝播を考慮する必要はないと考えた上で，琉球海溝北部から琉球海溝中部までの範囲にＭｗ９クラスの津波波源を設定した。そして，その総面積に対して，地震の規模に関するスケーリング則に基づいてＭｗ及び平均すべり量を設定しており，津波ガイドを踏まえた適切な評価を行っている。よって，債務者の評価を過小であるとする指摘は当たらない。
イ国際基準について
債権者らは，ＩＡＥＡの文書等から，Ｍｗ９．６を想定すべきであると主張する。しかし，債権者らの主張は，南海トラフの地域的な特徴等について詳細な検討を行うことなく，単純に世界の既往最大クラスの地震と比較して，Ｍｗ９．１の地震規模の想定では過小であると非難するものであり，科学的に合理性を有する主張とはいい難い。
南海トラフの巨大地震は，内閣府検討会が，「あらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震・津波を検討していくべきである」との考え方に基づき，発生し得る最大クラスの地震・津波として想定したものであり，
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「巨大地震の中でも最大級のものであること」が確認されている。また，内閣府検討会は，「今回の推計結果は，決して，南海トラフ沿いにおいて次に起こる地震・津波を予測して検討したものではない」，「現在の科学的知見の下で，今回推計し設定する最大クラスの地震・津波の発生確率，そしてその発生時期の予測をすることは不可能に近い」とも述べており，この点からも，発生し得る最大規模の巨大地震・津波であることが読み取れる。
したがって，南海トラフの巨大地震を想定した債務者の津波評価が過小であるかのように述べる債権者らの主張は当を得ない。
⑵内陸地殻内地震による津波について
ア慶長豊後地震について
別府湾沿岸地域には慶長豊後地震に伴う津波の記録が残されているものの，本件敷地周辺地域において，慶長豊後地震に伴う津波高さを推定できる記録は残っていない。そうであるところ，豊後地震に伴う津波を含め，別府湾沿岸地域の津波に最も大きな影響を及ぼすと考えられる別府－万年山断層帯が正断層であるのに対し，本件敷地前面の伊予灘に位置する中央構造線断層帯は横ずれ断層であり，本件敷地における津波高さを，別府湾沿岸地域における津波の記録と同程度なものとして推定するのは合理性に欠ける。さらに，大分県には津波被害を記す古文書が数多く残っているのに対し，伊予灘沿岸の，愛媛県，山口県及び広島県には残されていないことなども踏まえると，実際に伊予灘沿岸には津波被害は発生しなかったと考えるのが合理的である。
イ海域の活断層について
債務者は，地震規模を算出するのに用いる経験式（武村式(1998)）の適用範囲が最大で断層長さ８５㎞とされており，津波波源を想定する断層長さ全長に対して適用するのは適当ではないことから，当該経験式の
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適用範囲等を踏まえ，断層長さが概ね８０㎞を超えない範囲で地震規模を想定する断層を区分することとし，地震学・地質学的見地から区分の仕方について検討した。そして，別府湾－日出生断層帯と敷地前面海域の断層群との間で地震環境が異なること（前者が正断層であるのに対し，後者は横ずれ断層であることなど）から，別府湾－日出生断層帯と四国側の中央構造線断層帯（敷地前面海域の断層群＋伊予セグメント）とを地震規模を想定する上で区分することとし，断層長さを区分してモデルを設定する手法を用いた。このように長さを区分して地震規模を求める手法自体は，中央構造線の長期評価が採用する方法を踏まえたものであり，手法として何ら合理性を欠くものではない。
債権者らは，債務者が断層長さ１３０㎞の区間において設定した波源モデルは，地震本部が示す３６０㎞連動ケースで最大Ｍｗ８．４と想定していることと比較して，過小評価であると主張する。しかし，債務者は，中央構造線断層帯について，地震動評価においては，４００㎞を超える連動を想定するが，津波評価においては，津波の波源となり得ない陸域を除く海域の活断層部分の断層長さ約１３０㎞の区間を想定するものであり，両者の地震規模を単純に比較するのは適切ではない。また，津波評価においてはすべり量（変位量）の観点が重要であるところ，室谷ほか(2010)及び室谷ほか(2009)の知見からは３ないし５ｍの平均すべり量を設定すべきと考えられ，四国西部の中央構造線断層帯の１回あたりのすべり量は，堤・後藤(2006)の知見から２ないし４ｍとされているところ，債務者は７ないし８ｍの平均すべり量を設定しており，長大断層の過去のデータと比して十分保守的な値を設定している。そして，室谷ほか(2010)等の知見が十分な信頼性を有するものであることは原子力規制委員会における審査でその妥当性が認められていることなどから，債権者らの過小評価という指摘は当たらない。
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また，債権者らは，債務者が，断層の不均質な破壊を考慮した津波評価を行うにあたって壇ほか(2011)の手法を用いたことについて，「恣意的」であると非難する。しかし，断層の不均質な破壊を考慮した津波評価とは，本件原子炉の津波評価に係る原子力規制委員会による審査において，地震動評価と津波評価とで断層モデルの設定に違いがあることによる影響（すなわち，地震動評価と整合的なモデルを設定した場合の津波の大きさ）を評価するよう求められたことを受け，地震動評価と整合するようアスペリティの分布等を考慮したモデルを設定して評価を行ったものであるところ，そのようなモデルを設定する際に，債務者の地震動評価において基本として用いている壇ほか(2011)の手法を用いたのは自然なことであり，何ら恣意的なものではない。
そもそも，債務者が津波評価（断層の不均質な破壊ではなく一様なすべり面を想定する評価）においてすべり量の想定に用いている武村式(1998)は，断層長さという線的な情報に基づいてすべり量を設定する手法であり，断層の不均質な破壊を考慮した評価に必要な断層パラメータを設定する際には用いることができない。債権者らの主張は，これらの点を理解せずになされたものであり，失当である。
⑶津波予測の精度について
債務者は，土木学会(2002)の手順に基づいて敷地の津波評価を行っているところ，「後述するパラメータスタディによって設計想定津波の評価を行えば，既往津波の痕跡高を上回る十分な高さの津波が設定されるものと考えられる。」とされ，さらには，「本手法により得られる最大水位上昇量は，波源の不確定性によるばらつき等が考慮できる十分大きな津波高として評価できると考えられる。」とされるように，土木学会(2002)の手法は，津波予測精度の誤差を考慮した評価を行うことが可能なものであり，同手法に基づいて計算される設計想定津波は，平均的には既往津波の痕跡高の約２倍となっ
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ていることが確認されている。したがって，土木学会(2002)が示す適切な手法に基づき津波評価を行うことによって，債務者らの評価はばらつきを考慮した評価となっているといえる。その上で，債務者は，そうした誤差やばらつきをカバーするよう，津波評価において，海底隆起量を保守的に想定するなど，評価精度を向上させる努力や不確かさの考慮を行っている。９争点９（火山事象の影響による危険性）について
（債権者らの主張）
⑴立地評価に関する火山ガイドの合理性について
現在の科学的技術的知見をもってしても原子力発電所の運用期間中に検討対象火山が噴火する可能性やその時期及び規模を的確に予測することは困難であるにもかかわらず，立地評価に関する火山ガイドの定めは，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。したがって，火山ガイドを前提とする本件原子炉の立地評価も不合理というべきである。
⑵立地評価について
ア立地不適であること
町田・新井(2011)によれば，設計対応不可能な火山事象である約９万年前に阿蘇カルデラで発生した阿蘇４噴火による火砕物密度流が豊後水道を越え，佐田岬半島の根本付近まで到達したと考えられるから，本件原子炉は立地不適というべきである。
イ町田・新井(2011)は信頼できること等
そもそも大規模な火砕流は，ジェットコースターのように斜面を乗り越えながら流動する厚さ数百ｍ，温度６００℃以上，時速１００㎞にもなる高温・高速の粉体流であるところ，大規模カルデラ噴火の場合，火砕流は噴出口から概ね同心円状に広がることが知られており，ある程度の地形を乗り越えて斜面なども覆い尽くしたとされる。現在確認できる分布範囲が
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平坦地又は谷間にあるのは，尾根や斜面部分は風化・浸食等によって削られてしまい，平坦地又は谷間部分だけが浸食されずに残ったためである。また，火砕流にとっては，海域・水域は障害とならないから，火砕流のうち，密度が大きい部分には沈む部分もあるが，比較的密度が小さい部分は海面を滑るように走ったと考えられている。さらに，一般に，温暖な地域ほど火山ガラスや斑晶鉱物は粘土化，風化しやすく，本件原子炉敷地周辺については，佐田岬半島が急斜面からなる山地の連続であり，海水や風雨で浸食されやすいことなどからすれば，本件原子炉敷地に火砕流が到来したが，風化・浸食によって火砕流堆積物が残存していないという可能性も多分に存在する。このような可能性を考慮していない点は，本件原子炉が災害の防止上支障がないといえるか否かにとって看過し難い過誤・欠落といえる。
ウ債務者のシミュレーションは過小評価があること債務者の想定の極めて重大な問題点の一つは，余りにも的外れなシミュレーション結果を信頼しているという点である。債務者は，阿蘇カルデラから本件敷地方向への火砕流シミュレーション評価を実施し，保守的な火砕流シミュレーションの結果でも敷地まで火砕流が到達しないとしている。しかし，債務者が解析に用いたＴＩＴＡＮ２Ｄという解析ソフトは，阿蘇４噴火のようなカルデラ噴火による大規模火砕流に用いることを全く想定しておらず，これを阿蘇４噴火による火砕流の解析に用いるのはあまりにも不適切であるから，そのシミュレーション結果は全く信用するに足りない。
⑶降下火砕物の最大層厚について
アＶＥＩ７及びＶＥＩ６クラスについて
債務者は，阿蘇カルデラにおける「後カルデラ噴火ステージ」最大の噴火たる草千里ヶ浜軽石（噴出物量２．３９㎞³），九重山における九重第
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一軽石（噴出物量５㎞³）といった過去の噴火を検討し，本件原子炉敷地における降下火砕物の最大層厚を１５㎝と想定している。しかし，姶良カルデラや鬼界カルデラにおけるＶＥＩ７クラスの破局的噴火の活動可能性はもとより，阿蘇カルデラ，加久藤・小林カルデラ，阿多カルデラがＶＥＩ７クラスの噴火をする可能性も否定できない。債務者がこれらの火山のＶＥＩ７クラスの噴火の可能性について検討した経過は，九州電力株式会社（以下「九州電力」という。）が川内原子力発電所について行ったものとほとんど同じであり，その評価が不合理であることは明白である。債務者は，九州の５つのカルデラにおけるＶＥＩ７クラス又は阿蘇山におけるＶＥＩ６クラスの噴火の可能性がないこと，又はこれらが起きるとしても降下火砕物の想定が１５㎝で足りることについて主張，疎明を尽くしていない。
イＶＥＩ５クラスについて


債務者は，ＶＥＩ５クラスの噴火についても，噴出量５㎞３の九重山の約５万年前の噴火を検討したとする。しかし，ＶＥＩ５クラスにも噴出量１㎞３から１０㎞３までの幅があり，噴出量が５㎞３でとどまるという保証はない。確かに，九重山は５㎞３程度の噴出量であったが，阿蘇山においてはＶＥＩ７の噴火が起こっているのであり，ＶＥＩ５クラスの中でも最大級である噴出量１０㎞３の噴火が起こる可能性は十分に存在する。九重山と本件原子炉の距離は約１１０㎞，阿蘇山と本件原子炉の距離は約１３０㎞で，阿蘇山で九重山の噴火の倍の規模の噴火が起これば，本件原子炉に１５㎝を上回る火山灰が降下する可能性が存在するというべきである。
⑷降下火砕物の大気中濃度について
ア大気中濃度の想定が過小であること
１０倍以上の過小評価があること
債務者は，非常用ディーゼル発電機の吸気フィルタの閉塞までに要す
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る時間を算出するに当たり，降下火砕物の大気中濃度を３２４１㎍／ｍ３として，閉塞所要時間を１９．８時間としている。この３２４１㎍／ｍ３という数値は，アイスランド南部のエイヤヒャトラ氷河にある火山噴火において，約４０㎞離れたヘイマランド地区における大気中降下火砕物濃度（２４時間観測ピーク値）とされる。
しかし，このアイスランド南部のエイヤヒャトラ氷河にある火山噴火で，ヘイマランド地区で観測された数値は，①層厚がわずか約５㎜にすぎず，②大規模噴火のあった４月からは３か月ほど，最後の噴火から見ても３週間以上経過した後の再飛散値であり，③降下火砕物中直径１０㎛以下の浮遊粒子（ＰＭ１０）のみの濃度の観測値である点で，極めて過小に評価するものである。
また，１９８０年の米国西部のセントヘレンズ火山の噴火（ＶＥＩ５）における同火山から１３５㎞離れた地表付近地点における２４時間平均総浮遊粒子状物質濃度の観測値は，債務者の想定値を１０倍以上上回っているし，アイスランド南部２０１０噴火のデータを用いて債権者らが試算したところ，同様の噴火によって１５０㎜／日の降灰が本件原子炉に降り積もった場合には，大気中火山灰濃度は，債務者の主張の８４倍以上となると想定される。
しかるに，債務者は，上記の想定にもかかわらず吸気フィルタが閉塞しないこと，非常用ディーゼル発電機が損傷しないこと等について正しい科学的な認識に基づいて具体的に主張，疎明を尽くしていない。
一般財団法人電力中央研究所の報告について
一般財団法人電力中央研究所（以下「電中研」という。）が平成２８年４月に発表した報告「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の堆積量・気中濃度に対する影響評価」によれば，富士山の宝永
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噴火を素材として降下火砕物の大気中濃度に関するシミュレーションをすると，横浜で最大１０００㎎／㎥に達するとされている。この数値は，ヘイマランド地区における上記観測値の約３００倍，セントヘレンズ火山の噴火における上記観測値の約３０倍に当たる。このことから，従来の大気中濃度の想定がいかに著しい過小評価であったかが分かる。
イ非常用ディーゼル発電機への影響について
降下火砕物によるフィルタ閉塞について
ａ債務者は，非常用ディーゼル発電機のフィルタ閉塞までに要する時間について約１９．８時間とした上で，仮にフィルタが目詰まりを起こしたとしても，吸気フィルタは２系統あり，片方の系統を停止した上で，要員３ないし５名で約１時間で交換できるとする。そして，仮に大気中火山灰濃度に１０倍の過小評価があり，閉塞までの時間が１０倍速くなるとしても閉塞までの時間は約２時間であるため，フィルタが目詰まりを起こす前に交換を行うことができるとしている。しかし，債務者が指摘する過小評価の程度が「１０倍」にとどまるという合理的根拠はないばかりか，少なくとも８０倍以上の過小評価があると考えられる。そして，約８０倍の過小評価ということになれば，フィルタ閉塞時間は０．２５時間程度（１５分程度）となるのであり，フィルタ交換は間に合わず，目詰まりを起こすことになる。また，電中研の上記報告を前提とすると，大気中濃度は従来の想定の約３００倍以上となるから，フィルタ閉塞までの時間はわずか４分弱の時間しかないこととなる。要するに，ひとたび降灰が始まれば，間もなく非常用ディーゼル発電機はフィルタ目詰まりを起こして機能喪失するのである。
さらに，国立研究開発法人産業技術総合研究所（以下「産総研」という。）の地質調査総合センター研究報告によると，７０㎎／㎥では
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１７８分，７００㎎／㎥では２６．３分，７０００㎎／㎥ではわずか３．５分でフィルタが機能喪失したというのであり，実際の吸気設備，設置状況等の違いがあるとはいえ，このような計算結果が得られた以上，これらの結果を踏まえてもなお原子力発電所が安全であることの確証がない限り，本件原子炉を稼働させるべきではない。ｂ債務者は，火山灰の降下に伴う作業の困難性を全く考慮に入れずにフィルタ交換に要する時間を１時間と見積もっている。しかし，気象庁も，降雨時にはわずか５㎜の降灰で，降雨がなくても５㎝の降灰で，道路は通行不能となると想定しているし，６㎜の降灰によって自動車のエンジンが故障した例も報告されている。したがって，そもそもフィルタ交換のために現場にたどり着ける保証すらない。また，防塵マスクを装着しての作業は，視界部分に火山灰が付着し，これを除去するために何度も作業中断を余儀なくされる可能性があるし，非常用ディーゼル発電機のフィルタ交換を行う必要が生じるのは外部電源が喪失した場合であるから，夜間ともなれば暗中での作業を強いられる可能性もある。債務者はこのような現実のリスクを考慮しておらず，仮に，フィルタの閉塞時間を２時間と仮定しても，フィルタ交換が間に合うかは疑問である。
降下火砕物による閉塞・摩耗について
ａ相当量の火山灰の侵入が想定されること
火山灰は風や吸気による流れなどの影響を受けて容易に舞い上がったり，吸い寄せられたりする性質を持っている。特に，粒径の小さい浮遊性粒子については，たとえ吸気口が下向き構造になっていたとしても，相当量が吸い込まれて非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入する可能性が十分にある。本件原子炉には，ＶＥＩ７クラス以上の超巨大噴火により，債務者が想定する厚さ１５㎝をはるかに上回る降下
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火砕物が到来する危険がある。


なお，債務者は「粒径１２０㎛以上において約９０％捕獲」としているが，これは，裏返せば，１２０㎛以上の降下火砕物の約１０％は吸気フィルタに捕獲されないということであるし，粒径１２０㎛より小さい降下火砕物についてはそれ以上に侵入するという意味である。
ｂ間隙への侵入可能性について
債務者は，シリンダライナとピストンリングとの間隙（数㎛〜十数㎛）は非常に狭いため，ここに降下火砕物が入り込むことはほとんどない旨主張する。しかし，侵入を想定すべき間隙として，上記間隙のほか，ピストンに掘ってあるピストンリングのはまるべきピストンリング溝と，そこにはめられているピストンリングそのものとの間の間隙（サイドクリヤランス）も存在する。サイドクリヤランスは，新品時においても，１００ないし数十㎛以上の間隙となっているところ，この間隙に降下火砕物が侵入する可能性は十分に存在し，その場合には摩耗や焼付きなど，非常用ディーゼル発電機の故障（機能喪失）の原因となる。債務者の反論は不十分である。
ｃ降下火砕物の硬度について
債務者は，仮に間隙に降下火砕物が入り込む場合であっても，降下火砕物は破砕し易いため，ピストンリングとシリンダライナとの接触により破砕されると主張する。しかし，この点について，債務者は，「降下火砕物は破砕し易く，硬度が小さい（モース硬度で５程度）のに対し，シリンダライナ及びピストンリングはブリネル硬さ２３０程度の耐摩耗性を有する鋳鉄材である」とするところ，モース硬度５をブリネル硬さに換算すれば３７０程度であり，シリンダライナ及びピストンリングのブリネル硬さ２３０よりも硬いことからすれば，破砕し易いとはいえない。
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また，債務者は，黄砂と降下火砕物とを比較して前者の方が硬度が大きいにもかかわらず，実際上黄砂によりディーゼル発電機が故障することはないとも主張するが，両者は科学的に見れば大気中濃度が余りにも異なり，到底比較できない。債務者は，大気中濃度が数十～数百㎎／ｍ３となるような場合でも固着が起こらないという実験も実証もしておらず，降下火砕物による摩耗・固着からの安全性を確認できていない。
ｄ焼付きの可能性について
債務者は，シリンダは常時冷却されていることに加え，膨張行程は０．０７５秒にすぎないことなどから，シリンダ内の温度上昇は極めて短時間かつ燃料噴射部近傍の局所的な現象にすぎず，焼付きは生じないと主張する。しかし，ディーゼル発電機のシリンダ内は，膨張行程において瞬間最高温度２０００℃にも達するのであり，仮にそれが債務者の主張するように一瞬のことであったとしても，それが連続して起こるうちに降下火砕物の融点である１０００℃を上回り，降下火砕物が溶融することが十分に起こり得る。また，大気中火山灰濃度が債務者の想定よりもはるかに濃いことから，債務者が想定するよりもはるかに多量の降下火砕物がシリンダ内に侵入する結果，降下火砕物の間隙への侵入，溶融の量も極めて多量となり，多量に溶融した降下火砕物が固化すれば，容易に破砕されないものとなり得るのであり，焼付きの危険性がある。
（債務者の主張）
⑴立地評価について
ア火砕流到達の可能性がないこと
債権者らは，本件発電所についても，火山ガイドの定めに沿った立地評価がなされているとして，当該評価が不合理だと主張する。しかし，そも
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そも，本件発電所の立地評価では，阿蘇４噴火の際にも，当該噴火による火砕物密度流は本件敷地に到達していないことを詳細な調査によって確認している。すなわち，債務者は，本件敷地に阿蘇４火砕流が到達した可能性を確認するため，佐田岬半島の中で，堆積物が保存されやすい，すなわち風化・浸食の影響を受けにくいと考えられる地点を選定した上で，地表踏査又はボーリング調査を行い，阿蘇４火砕流堆積物がないことを確認している。債務者は，このような地表踏査，ボーリング調査に加えて，本件敷地と阿蘇カルデラの間には，佐賀関半島，佐田岬半島等の地形的な障害があること及びこの地形的な障害に関する火砕流シミュレーションによる検証を踏まえ，本件敷地に阿蘇４火砕流が到達していないと判断したものである。
イ阿蘇４噴火のような破局的噴火の可能性がないことそもそも阿蘇４噴火のような甚大な被害をもたらす超巨大噴火は，日本列島の火山においては数万年から十数万年に１回程度の極めて低い頻度の火山事象であるところ，阿蘇カルデラの地下のマグマ溜まりの状況からも，阿蘇カルデラにおいて阿蘇４噴火と同規模の噴火が本件発電所の運用期間中に生じる可能性は十分に小さいと考えられる。すなわち，阿蘇カルデラの地下には，深さ２ないし３㎞の浅部にマグマ溜まりがあるものの，当該マグマ溜まりは小規模であって，阿蘇４噴火と同規模の噴火を起こすような状況ではないと考えられる。したがって，本件敷地に火砕流が到達して本件原子炉に影響を及ぼすことはないとした債務者の判断は合理的である。
⑵降下火砕物の最大層厚について
債務者は，本件発電所において考慮すべき降下火砕物の厚さを評価するにあたり，本件発電所の地理的領域内にある火山のうち，九重山の約５万年前の噴火による火山灰の堆積物が四国南西端の高知県宿毛市で確認されていることから，同噴火による本件発電所への降灰の有無について地質調査による
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検討を行った。その結果から，本件敷地付近への火山灰の降下厚さがほぼ０㎝であることを確認した上で，現在の気象条件を考慮して本件敷地にどのような降灰が想定されるかを降下火山灰シミュレーションにおいても検討し，偏西風がほぼ真西で安定する季節は本件敷地における降下厚さはほぼ０㎝と評価されるものの，風向きによっては本件敷地において厚さ数㎝の降下火山灰が想定されることを踏まえ，原子力安全に対する信頼向上の観点から十分に保守的に評価し１５㎝としたものである。この評価が適切なものであることについては原子力規制委員会の審査で確認されており，同評価が過小評価であるという指摘は当たらない。
⑶降下火砕物の大気中濃度について
ア大気中濃度の想定について


債務者は，上記試算において，アイスランド南部のエイヤヒャトラ氷河で平成２２年４月に発生した火山噴火地点から約４０㎞離れたヘイマランド地区における大気中の降下火砕物濃度（２４時間観測ピーク値）の観測値（３２４１㎍／㎥）を用いて，吸気フィルタの閉塞に至るまでの時間の試算を行った。これは，当該試算に用いる降下火砕物の大気中濃度については，①噴火の規模がある程度大きいこと，②火口から観測点までの距離が本件発電所と評価対象となる九重山との距離（約１０８㎞）と比較的似ていること，③地表レベルで観測されていることなどが条件として考えられるところ，上記観測値は，①ＶＥＩ４以上の大規模噴火であること，②噴火口より約４０㎞程度離れたヘイマランド地区での観測値であり，本件発電所と評価対象となる九重山との距離に比べると近くなるため，保守的な値として用いることが可能であること，③地表レベルで観測された大気中濃度であることから，これらの条件に照らして適切なものとして当該観測値を試算に用いたのであり，過小評価であるとの債権者らの批判は当たらない。
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なお，原子力規制委員会は，セントヘレンズ火山の噴火に伴う火山灰濃度の観測記録などの知見について規制への適用を検討しており，債務者としても，これらの知見について適切に対応していく予定である。
イ非常用ディーゼル発電機への影響について
降下火砕物によるフィルタ閉塞について
債務者は，非常用ディーゼル発電機の外気吸入口を下方向から吸気する構造としていることから，降下火砕物は吸気口に吸い込まれにくく，吸気口に設置している吸気フィルタも閉塞しにくい。また，吸気フィルタの交換は，要員３ないし５名で１時間程度で行うことができるから，降下火砕物の影響を考慮しても，非常用ディーゼル発電機の機能を維持することができる。そして，吸気フィルタ交換作業を行う時間的余裕があることを確認するため行ったものが吸気フィルタ閉塞時間の試算であり，当該試算は，下方向から吸気することによって降下火砕物を吸い込みにくい構造となっていることや，降下火砕物の粒子の粒径の違い（粒径が大きくなれば，吸い込まれにくくなり，吸気フィルタにも付着しにくくなる。）も無視して一様に付着するとした簡易なものであり，その試算結果は約２０時間である。仮に同様の試算方法において，債権者らの主張を踏まえて１０倍の大気中濃度を用いたとしても吸気フィルタが閉塞するまでの時間は２時間程度であり，フィルタ交換に要する時間は１時間程度であることからフィルタ交換は可能であり影響が生じることはない。
降下火砕物による閉塞・摩耗について
ａ降下火砕物の侵入可能性について
降下火砕物は非常用ディーゼル発電機の機関内に容易に侵入できる構造にはなっていないものの，吸気フィルタに捕集されなかった粒径の小さな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可
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能性はある。このため，債務者は，降下火砕物の非常用ディーゼル発電機の機関内への侵入等による影響を評価し，機器の機能を損なわないことを確認している。すなわち，吸気フィルタを通過した降下火砕物は，過給機，空気冷却器に侵入するものの，機器の間隙は非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入する降下火砕物の粒度（十数㎛程度）に比べて十分大きい（過給機の狭隘部は３７０㎛，空気冷却器の狭隘部は２３６０㎛）から，これらの機器が閉塞する可能性はなく，吸入された降下火砕物の大半は排気ガスとともに外気に放出される。シリンダライナとピストンリングとの間隙（数㎛ないし十数㎛）は非常に狭いため，ここに降下火砕物が入り込むことはほとんどなく，仮にこの間隙に入り込んだ場合であっても，降下火砕物は破砕し易いため，ピストンリングとシリンダライナとの接触により破砕され，間に常に流れている潤滑油と共にクランクケース内へ降下する。また，降下火砕物は破砕し易く，硬度が小さい（モース硬度５程度）のに対し，シリンダライナ及びピストンリングはブリネル硬さ２３０程度の耐摩耗性を有する鋳鉄材であることなどから，降下火砕物による摩耗が生じる可能性は小さく，容易に運転へ影響を及ぼすことはない。
ｂ降下火砕物の硬度について
債権者らは，吸気フィルタを通過した微細な降下火砕物が非常用ディーゼル機関の機関内に侵入した場合の影響について，降下火砕物の硬度（モース硬度５）は，シリンダライナとピストンリングの硬度（ブリネル硬さ２３０程度）よりも硬く，降下火砕物が非常用ディーゼル発電機の機関を摩耗させる旨を主張する。しかし，モース硬度とブリネル硬さは双方の尺度が異なるため単純に比較できない上，降下火砕物が非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入したとしても同機関内を摩耗させることがないことは，日本において毎年春頃に多く観測
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される黄砂（その主成分は石英でモース硬度は７である。）現象下において非常用ディーゼル発電機が健全に運転されていることからも明らかである。
ｃ焼付きの可能性について
債権者らは，シリンダ内の温度は膨張行程において降下火砕物の融点（１０００℃）を超過し，溶融した降下火砕物により焼付きが生じる可能性について言及する。
しかし，シリンダの外側には冷却水（シリンダ冷却水）が循環し，常時冷却していることに加え，非常用ディーゼル発電機の機関は，吸入，圧縮，膨張，排気の４行程１サイクルを経て回転力を得るのであるが，例えば膨張のような１行程の所要時間は,わずか０．０７５秒にすぎず，かつ，膨張行程でのシリンダ内の温度上昇は着火した瞬間（膨張行程が始まる最も初期の段階）がほぼピークであり，その後膨張による外部へのエネルギー伝達と排気行程への移行に伴って速やかに温度は低下するため，シリンダ内の温度上昇は極めて短時間かつ燃料噴射部近傍の局所的な現象にすぎない。そして，非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入する降下火砕物はわずかであること，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，上記のとおり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（債権者らが指摘する圧縮行程の５００～６００℃）にとどまり，降下火砕物は再び固化すること，固化した降下火砕物は破砕し易いことなどを踏まえれば，降下火砕物の溶融は一時的なものであり，結局のところは固化した降下火砕物は破砕されて，若しくは，破砕されずに排気ガスとともに放出され，又は，潤滑油とともに洗い流されクランクケースに落下することになる。
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したがって，債権者らが主張するように，ピストンリングの焼付き及びピストンの固着が生じることは考え難い。
10争点   10（シビアアクシデント対策の合理性）について
（債権者らの主張）
⑴可搬式設備での対応等について


本件原子炉のシビアアクシデント対策は，①気象条件等により作業が困難となるなど不確実な可搬式設備での対応を基本としていること，②福島第一原発事故の十分な分析をせずに策定されたものであること，③シビアアクシデント時の環境条件を的確に把握できることが重要であり，少なくとも原子炉水位計等の計器がシビアアクシデント条件下で作動することが確認される必要があるが，それがされていないこと，④基準地震動を超える地震等の外部事象を想定した対策となっていないことからすれば，深刻な災害が万が一にも起こらないといえる程度の対策となっているとは到底いえず，このようなシビアアクシデント対策をもって「災害の防止上支障がない」とは認められない。
⑵水素爆発対策について
本件原子炉において，シビアアクシデントの際に格納容器内での水素爆発を防止するための対策としては，原子炉圧力容器の破損箇所から溶融炉心が落下し始めるまでに，格納容器スプレイを作動させて原子炉下部キャビティを十分な水位まで水張りする。それにより，溶融炉心を冷却することにより，溶融炉心・コンクリート相互作用（以下「ＭＣＣＩ」という。）によるコンクリート侵食の進行と水素発生量を抑制することなどが考えられている。そして，債務者は，解析コードＭＡＡＰを使用してＭＣＣＩの評価を行い，ＭＣＣＩに伴う水素発生量を無視して，ジルコニウム反応量を全炉心存在量の７５％として水素濃度を求めている。しかし，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，水張り条件での解析コード検
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証が実施されていないこと，注水開始遅れ時間の感度解析が不適切であることなどの問題点があるため，解析コードＭＡＡＰを使用してＭＣＣＩの評価を行うに際しては，感度解析等による不確かさの影響評価を行い，その結果に基づいて水素爆発防止対策の有効性判断をする必要がある。このような解析コードＭＡＡＰの不確かさを考慮して，深刻な災害を万が一にも起こしてはならないという立場に立つのであれば，本件原子炉においても，全炉心内のジルコニウム１００％が水と反応すると仮定する必要がある。全炉心内のジルコニウム１００％が水と反応するとして，本件原子炉について算定すると，格納容器内の水素濃度は最大１４．５％となり，爆轟防止の判断基準値１３％を上回る。つまり，ジルコニウム反応量を１００％とすると，本件原子炉は水素爆轟の防止基準を満足できないことになるから，水素爆発による格納容器の損壊とそれに伴う放射性物質の大量放出という具体的危険性が認められることになる。
⑶水蒸気爆発対策について
本件原子炉のシビアアクシデント対策は，溶融した核燃料を水プールに落下させるという方法を採用しており，その際に水蒸気爆発の危険性を一切除外している。水蒸気爆発の発生条件の不確かさ，水蒸気爆発が起きた場合の破滅的被害を考慮して，深刻な災害を万が一にも起こしてはならないという立場に立つのであれば，水蒸気爆発の危険性を一切除外するという判断の下に策定された本件原子炉のシビアアクシデントが「災害の防止上支障がない」ということは到底できない。
債務者は，水蒸気爆発の実験データとして，財団法人原子力発電技術機構がカザフスタン国立原子力センターにおいて行った実験（以下「ＣＯＴＥＬＳ」という。），欧州ＪＲＣ（JointResearch    Center）がイスプラ研究所において行った実験（以下「ＦＡＲＯ」という。）及び欧州ＪＲＣがイスプラ研究所において行った実験（ただし，あえて外乱を与える実験を実施した－197－
もの。以下「ＫＲＯＴＯＳ」という。）のものを挙げているが，なぜか６回のうち４回は激しい自発的な水蒸気爆発が発生した韓国原子力研究所（以下「ＴＲＯＩ」という。）による実験結果には言及していない。実機が炉心溶融を起こすと，核燃料と溶けた金属が混ざって，百数十トンの溶融物が生じる。このうちどれだけの溶融物が粗混合過程に寄与するかは不確かであるが，少なくとも数百㎏から百トン程度まで考えておく必要があるのに対して，実験は２㎏から約１８０㎏程度の溶融物で実施されているにすぎない（水蒸気爆発は，落下する溶融物の量が多いほど発生しやすいことから，他の条件が同じ場合，小規模な実験に比べると実機のほうが水蒸気爆発を起こしやすい。）。債務者が無視しているＴＲＯＩ装置では１０～２０ｋｇの試料を用いており，約３ｋｇの試料を用いているＫＲＯＴＯＳより規模の大きい実験である。しかも，ＴＲＯＩによる実験は，ＫＲＯＴＯＳなどよりも最近行われている。このように実験の規模や時期から考えてもＴＲＯＩの結果を評価しなくてよい理由はない。
⑷免震重要棟について
設置許可基準規則は，福島第一原発等において免震重要棟が果たした役割を受けて，緊急時対策所の設置を義務付けているところ（６１条），設置許可基準規則解釈は，「基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しないようにする」ことを要求している。しかるに，債務者は，基準地震動の引上げによって，免震機能を有する緊急時対策所（免震重要棟）の設置が困難になったことから，従来の計画をあきらめ，耐震機能しか有しない緊急時対策所を設置する計画に変更した。しかし，「免震」は「建物内の揺れを軽減する」という利点があり，建物内における安全性確保という点では「耐震」よりも「免震」の方が優れている。余震が続く中でも事故時の対応が求められる緊急時対策所においても，免震機能が求められることは当然であり，福島第一原発等において免震重要棟が
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果たした役割からしても，深刻な災害を万が一にも起こしてはならないという立場に立つのであれば，免震機能を有する緊急時対策所（免震重要棟）の設置が求められると解すべきである。
⑸特定重大事故等対処施設について


福島第一原発事故を受けて改正された設置許可基準規則４２条は，シビアアクシデントに対処するために，①原子炉内の圧力を遠隔操作できる「減圧操作設備」，②原子炉容器及び原子炉格納容器への「注水設備」，③原子炉格納容器の破損を防止する「原子炉格納容器過圧破損防止設備（フィルタ付ベント）」，④上記①ないし③の設備を制御するための「緊急時制御室」，⑤原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備に電源を供給するための「電源設備（発電機）」等の特定重大事故等対処施設の設置を求めているが，本件原子炉においては，平成３１年度に完成予定であるとされているだけであって，現時点では設置されていない。
フィルタ付ベント設備は，福島第一原発事故において圧力上昇により格納容器が破壊される危険性があったことを踏まえ，設置が求められるようになった設備であるが，本件原子炉を含む加圧水型原子炉では，沸騰水型原子炉に比して格納容器の容量が大きいことから設置期間が猶予されている。しかし，圧力上昇により格納容器が破壊されるという事態は，福島第一原発事故の何倍もの被害をもたらす破滅的な事態であり，深刻な災害が万が一にも起こらないようにするという立場に立つのであれば，フィルタ付ベント設備を設置しないまま運転することは許されない。また，このことは，他の特定重大事故等対処施設についても同様である。したがって，特定重大事故等対処施設を設置しないまま本件原子炉を運転することは，「災害の防止上支障がない」とはいえず，具体的危険性が認められる。
⑹航空機墜落について
平成１４年７月２２日に作成された基準「実用発電用原子炉施設への航空
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機落下確率に対する評価基準について」は，この基準が示す標準的な評価方法に基づき，原子炉施設に航空機が落下する確率を評価し，それら評価結果の総和が１０-７(回/炉・年)を超えない場合には原子炉施設への航空機落下を「想定される外部人為事象」として設計上考慮する必要はないとしている。しかし，上記基準は，①自衛隊機又は米軍機の基地内での事故は対象外とすること，②有視界飛行方式民間航空機の落下事故は全国平均値を用いること，③訓練空域内で訓練中及び訓練空域外を飛行中の自衛隊機又は米軍機の落下事故は全国平均値を用いること，④小型固定翼機及び回転翼機の定期便は評価対象外とすること，⑤計器飛行方式で飛行する大型固定翼機の不定期便は評価対象外とすること，⑥最大離陸重量が５７００㎏以下の「小型機」は対象外とすること，⑦事故後２０年以上経過した事故は考慮されないことなど，航空機落下確率をひたすら下げる仕組みとなっており不合理である。しかも，この基準は，福島第一原発事故後も，何ら変更されることなく新規制基準の内容となっているのであり，その違法性は明らかである。
（債務者の主張）
⑴可搬式設備での対応等について
新規制基準において可搬式設備での対応が基本とされているのは，接続作業等の人的対応が必要となるデメリットはあるとしても，対応の柔軟性や耐震性の面におけるメリットの方が大きいと考えられたためである。また，新規制基準は，新規制基準検討チーム等において，国会，政府，民間，東京電力の４つの事故調査委員会がそれぞれの立場で福島第一原発事故の原因について取りまとめた事故調査報告書を踏まえた検討を遂げて制定されたものである。したがって，新規制基準が可搬式設備での対応を基本としていることは合理的である。
そして，新規制基準では，事故発生の早い段階で必要と考えられる原子炉冷却材低圧時の冷却対策や電源確保対策については，恒設代替設備により対
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応することとされているところ，債務者は，炉心注水設備（原子炉冷却材低圧時の冷却対策）として，充てんポンプ（自己冷却式），代替格納容器スプレイポンプ等を，電源設備として空冷式非常用発電装置等を設置するなどしている。
したがって，この点について安全性に欠けるところはない。
⑵水素爆発対策について
債務者は，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備を用いた対策の有効性評価においては，原子炉格納容器内の水素発生量の算定について，原子力規制委員会の定める「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性評価に関する審査ガイド」に，「原子炉圧力容器の下部が破損するまでに，全炉心内のジルコニウム量の７５％が水と反応する」ことを想定するよう定められていることを踏まえ，解析から得られる反応割合は７５％を大きく下回るもの（約３０％）であったが，これを多めに補正して全炉心内のジルコニウム量の７５％が水と反応することとした上で，さらに不確かさの考慮として，ＭＣＣＩに伴う水素の発生も合わせて考慮した評価を行ったとしても，原子炉格納容器内の水素濃度を１３％未満に抑えることが可能であり，本件原子炉において水素爆発が発生することはないことを確認している。
なお，債務者は，仮に１００％のジルコニウムが水と反応することを仮定したとしても，イグナイタの効果が見込まれることから，原子炉格納容器内の水素濃度を１３％未満に抑えることが可能であり，本件原子炉において水素爆発が発生することはないことを確認している。
⑶水蒸気爆発対策について
水蒸気爆発に関しては，実機において想定される溶融物（二酸化ウラン（燃料ペレット）とジルコニウム（燃料被覆管）の混合溶融物）を用いた実験として，これまでにＣＯＴＥＬＳ，ＦＡＲＯ，ＫＲＯＴＯＳが行われてお
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り，延べ３０回に及ぶ溶融物の水プールへの落下実験が実施されている。これらの落下実験のうち，ＫＲＯＴＯＳの実験において３回水蒸気爆発が発生した以外は水蒸気爆発は発生していない。水蒸気爆発が発生したＫＲＯＴＯＳの実験では，あえて水蒸気爆発が発生しやすい環境とするために溶融物が水プールに落下中に容器の底から圧縮ガスを供給し，膜沸騰状態を強制的に不安定化させる（外乱を与える）という，実機の原子炉下部キャビティで生じるとは考えられない条件を付加した結果，水蒸気爆発が発生したものである。なお，ＫＲＯＴＯＳの実験では，外乱を与えた場合でも水蒸気爆発に至らなかったケースが５回あり，外乱を与えたとしても常に水蒸気爆発が発生するわけではない。以上のとおり，ＣＯＴＥＬＳ，ＦＡＲＯ，ＫＲＯＴＯＳの実験結果から，膜沸騰状態を不安定化させる外乱がない場合には水蒸気爆発が発生することはなく，外乱を与えた場合でも常に水蒸気爆発が発生するわけではないことが確認されている。そして，本件原子炉においては，溶融炉心が原子炉下部キャビティに落下する際，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ため，上記の実験結果から，本件原子炉において水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられる。
⑷免震重要棟について
債権者らは，本件原子炉の緊急時対策所が免震構造となっていないことを問題視するが，緊急時対策所の基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性を確保するための手段としては，設置許可基準規則６１条も「免震機能等により」と定めるにとどまり，免震機能を備えることまで必要とされているわけではないものと解すべきである。したがって，本件原子炉の緊急時対策所が免震構造となっていないからといって，安全性に問題はない。
⑸特定重大事故等対処施設について
新規制基準においては，特定重大事故等対処施設とは別に，故意による大型航空機衝突等によりプラントが大規模に損壊した状況における消火活動の
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実施や，炉心，原子炉格納容器の損傷を緩和するための対策等が求められており（重大事故等防止技術的能力基準２．１），債務者はこれらの対策を既に適切に講じている。特定重大事故等対処施設は，それ以外の施設及び設備によって重大事故等対策に必要な機能を満たした上で，その安全性・信頼性をさらに向上させるためのバックアップ対策として求められているものであり，特定重大事故等対処施設がなくとも安全性が欠けることにはならない。特定重大事故等対処施設の設置について，新規制基準に適合するための本体施設等に係る工事計画認可の日から５年を経過するまでの間は適用が猶予されているのもこのような理由によるものである。
⑹航空機墜落について
債務者は，本件原子炉における航空機落下確率を算定するにあたり，「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（以下「航空機落下確率評価基準」という。）に基づいた評価を実施している。航空機落下確率評価基準は，航空機落下を設計上考慮する必要があるか否かを検討するにあたって航空機落下の確率を評価する手法を示したものであり，評価の結果として確率が低ければ（設計上無視できる程度であれば）航空機落下を設計上考慮する必要がないとしたものである。したがって，航空機落下事故をことさら無視してよいというための基準ではない。したがって，債権者らの主張には理由がない。
11争点   11（テロリズム対策の合理性）について
（債権者らの主張）
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第１条（目的）に「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」ことを明示したこと，同じく原子力基本法が第２条（基本方針）第２項において，安全を確保するために「確立された国際的な基準を踏まえ」ることを明示したことからすれば，上記「必要な規制」とは，少なくとも「確立された国際的な基準」
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を踏まえた深刻な災害が万が一にも起こらないといえる程度の規制でなければならない。このような「必要な規制」が行われていなければ，具体的危険性が認められることになるところ，次のとおり，本件原子炉につきそのような規制は行われていない。
⑴侵入者対策について
米国では，ＮＲＣ（米国原子力規制委員会）がＤＢＴ（設計脅威）を定めており，これに対応した実戦訓練がＮＲＣ立会いの下に実施されている。ここでは，仮想敵チームが重要な安全系機器を破壊するために外から侵入を試み，これを原子力発電所のチームが防衛する。防衛側のチームには，いつ頃「模擬攻撃」があるか知らされるが，シナリオは教えられていない。訓練期間中，複数のシナリオに基づいた攻撃が，数日にわたって実施される。本件原子炉を含む日本の原子力発電所における侵入者対策は，米国等における「確立した国際的な基準」から見て極めて低いレベルにあり，また，日本とは比べ物にならないくらい高いレベルにある米国等の核関連施設でさえ侵入を許している事実に鑑みれば，深刻な災害が万が一にも起こらないというために必要な対策が講じられているとは到底いえない。
⑵内部脅威対策について
一般に，テロリズムというと外部からの攻撃を想定しがちであるが，作業員等内部情報に精通した人間による機密情報の漏洩・テロリストの侵入幇助や，自ら攻撃を加えたりする内部脅威の存在も忘れてはならない。作業員をはじめとする原子力施設従事者の信頼性確認制度は，内部脅威対策として不可欠といえる。例えば，米国においては，国家安全に係る業務に就く者又は就こうとする者に対する信頼性確認制度（セキュリティ・クリアランス制度）があり，身元の裏付け，職歴，学歴，クレジット情報，犯罪歴，軍経歴等で個人の性格や評判を確認し，これに準じて，原子力施設に立ち入る者についても同様の確認制度があり，事業者に確認義務が法定されている。上記の個
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人情報に加え，心理学的評価や行動観察，アルコール・薬物依存チェックも求められる。これに対し，日本は，主要な原子力利用国の中で唯一，原子力施設における信頼性確認制度を導入していない状況にある。
⑶航空機衝突対策


故意による航空機の衝突は，いわゆる「９．１１テロ事件」の実例があり，かつ，原子力施設それ自体がダーティーボムであることが明らかになった今日においては，破壊活動の意思を持つ者にとって，最も効果的な目標であることが周知の事実となった。新規制基準は，テロリズムが発生した場合に対処するための基準を新設し，意図的な航空機衝突などへの可搬式設備を中心とした対策(可搬式設備・接続口の分散配置)とバックアップ対策として常設化(フィルタ付きベント設備等の特定重大事故等対処施設及び所内常設直流電源設備の設置)を要求している。しかし，大型航空機が衝突し，大量の燃料が飛散炎上している事態を想定すると，可搬型設備を作業員が迅速に必要な箇所に搬送し，かつ，運転・稼働させることが常に成功するとは考えられない。人間の判断能力及び運動能力には限界があり，福島第一原発事故において事態把握だけでも長時間を要してメルトダウンや水素爆発を許したことを事実として受け入れなければ，絵に描いた餅になることは明らかである。また，特定重大事故等対処施設等の設置期限は，新規制基準施行後５年以内と猶予されていたが，さらに，この猶予期間すらも間に合わないことから「工事計画認可」から５年以内とさらなる猶予期間を設けるために規則改正が行われた。しかし，深刻な災害を万が一にも起こしてはならないという立場に立つのであれば，特定重大事故等対処施設等を設置しないままに再稼働を行うことは許されない。
⑷ミサイル対策について
本件原子炉がミサイルにより攻撃された場合に大量の放射性物質が放出される事態が発生する可能性を否定することはおよそ不可能である。特にミサ
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イル攻撃に弱いと考えられるのが使用済燃料プールであり，福島第一原発事故において４号機建屋が爆発して使用済燃料が非常に危険な状態に陥ったことから，使用済燃料プールの脆弱性が明らかになり，テロリズムの具体的な標的になったと考えるべきであるが，使用済燃料プールは，原子炉格納容器のように堅固な施設に守られていないため，ミサイル攻撃を受けた場合に大量の放射性物質が放出される事態を防ぐことはおよそ期待できない。
⑸いわゆるサイバーテロ対策について
原子力発電所の制御系システムに侵入し，燃料操作によって炉心に影響を与える，電源系統の遠隔操作によって冷却機能を麻痺させる等，原子力発電所へのサイバーテロが発生すれば，最悪の場合，放射能漏れの危険性もある。この対策としては，インターネットなどのオープンネットワークに接続しないということが考えられるが，作業員などがＵＳＢメモリを持ち込むことで，容易にシステムをウイルスに感染させることができる。この点に関し，本件発電所を含む日本の原子力発電所においては作業員等の信頼性確認制度が整備されていないことは，上記のとおりである。本件原子炉のサイバーテロ対策については，深刻な災害が万が一にも起こらないというために必要な対策が講じられているとは到底いえない。
（債務者の主張）
⑴侵入者対策について
原子力基本法２条２項の規定は，必ずしも米国等のテロリズム対策と同様の対策を講じることを要求するものではなく，確立された国際的な基準を踏まえつつ，我が国の法制度やテロリズムをめぐる状況を勘案した上で，我が国において最も適切なテロリズム対策を講じ，原子力発電所の安全性を確保することを求めているものと解される。そうであるところ，債務者は，安全上重要な設備を含む区域を設定し，その区域を人の容易な侵入を防止するための柵，鉄筋コンクリート造の壁等の障壁によって防護した上で，巡視，監
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視等を行うことにより，接近管理及び出入管理を適切に行うとともに，探知施設を設け，警報，映像等を集中監視している。さらに，防護された区域の内部においても，施錠管理により，原子炉施設等の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムへの不法な接近を防止している。また，本件発電所に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又は他の物件を損傷する恐れがある物件を持ち込むこと（郵便物等による発電所外からの爆破物及び有害物質の持ち込みを含む。）を防止するため，持込み点検を実施するなどしており，その対応に不合理な点はない。
⑵内部脅威対策について
債務者は，安全確保のために枢要な設備を含む区域では，二人以上の者が同時に作業又は巡視を行うこと（ツーマンルール）としており（実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則９１条２項１５号，同１６号等参照），内部者の不審行為に対する対策も適切に講じている。債務者は，現時点で信頼性確認制度を導入していないものの，作業員等の内部者によるテロリズム行為を防止する観点から，作業員の出入管理，持込み点検等を適切に行うことはもとより，安全確保のために枢要な設備を含む区域では，二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」の遵守を徹底することで，本件発電所の安全確保に努めている。原子力発電所の作業員等の信頼性確認制度の導入にあたっては，プライバシーの保護等にかかわる問題があり，慎重な制度設計が必要となることから，現在，原子力規制委員会の下に設けられた「個人の信頼性確認制度に関するワーキンググループ」において，同制度の導入に向けた議論が慎重に進められているところであるが，制度が導入されるまでの間は，債務者が講じているような対策により安全を確保していくことが前提とされている。
したがって，債務者が信頼性確認制度を導入していないことをもって本件発電所のテロリズム対策が不十分であるということにはならない。
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⑶航空機衝突対策について
債務者は，地震，津波その他の自然現象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影響を考慮し，屋内の可搬型重大事故等対処設備について，可能な限り常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管している。さらに，屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備のうち水又は電力を供給するための注水設備及び電源設備は必要となる容量等を賄うことができる設備の２セットについて，また，それ以外のものは必要となる容量等を賄うことができる設備の１セットについて，それぞれ原子炉建屋及び原子炉補助建屋から１００ｍの離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準事故対処設備等から１００ｍの離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管している。加えて，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の常設重大事故等対処設備からも，少なくとも１セットは１００ｍの離隔距離を確保して保管している。
債権者らは，特定重大事故等対処施設が設置されていなければ，故意による大型航空機衝突により火災が発生する状況等に対処できないかのように主張するが，債務者は，故意による大型航空機衝突等によりプラントが大規模に損壊した状況における消火活動の実施や，炉心，原子炉格納容器の損傷を緩和するための対策を適切に講じており，特定重大事故等対処施設は，これらの対策の安全性・信頼性をさらに向上させるためのバックアップ施設と位置付けられるものである。
⑷ミサイル対策について


ミサイル攻撃等の大規模なテロ攻撃に対しては，武力攻撃事態等における国民の保護のための措置に関する法律等に基づき，緊急対処事態として国が対策本部を設置し，原子力災害への対処，放射性物質による汚染への対処等にあたり，債務者を含む原子力事業者は，国と連携してこれに対処すること
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としている。債権者らの主張は，「確立された国際的な基準」により要求されるものではないばかりか，事実上，絶対的安全性を求めるものに外ならず，失当である。
⑸サイバーテロ対策について
サイバーテロを含む不正アクセス行為を防止するため，原子炉施設等の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムが，電気通信回線を通じた不正アクセス行為を受けることがないよう，当該情報システムに対する外部からのアクセスを遮断している。なお，債務者は，ＵＳＢを介したウイルス感染の防止対策として，事前に承認され，かつ，ウイルスチェックを受けたＵＳＢでなければ使用できないよう厳格な管理体制を構築している。
12争点   12（保全の必要性）について
（債権者らの主張）
本件原子炉施設において過酷事故が起こった場合，大気中に放出された大量の放射性物質は風向き次第で債権者らの現住所地（広島市，松山市）を汚染することとなり，瀬戸内海に放出された放射性物質は閉鎖性海域の特性により拡散することなく滞留することになるという事態に至るおそれがある。そのような事態が生ずると，債権者らは，放射線被曝による健康被害のおそれやそれへの不安にさいなまれ続け，現住所地からの避難を強いられることによる肉体的，精神的負担を余儀なくされるとともに，それまで築いてきた地域コミュニティを丸ごと失うことになる。このように，ひとたび原子力発電所事故が発生すれば，債権者らの生命，身体，精神及び生活の平穏に重大かつ深刻な被害が発生し，その人格権が侵害されること，さらに，そのような人格権の侵害が不可逆的かつ長期間継続することは，福島第一原発事故やチェルノブイリ原発事故による被害の実態に照らして明らかである。したがって，本件における保全の必要性は高いというべきである。
（債務者の主張）
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争う。債権者らは，いずれも本件発電所から少なくとも約６０㎞以上離れた場所に居住しているのであるから，仮に放射性物質が環境へ放出される事態が生じても，直ちにその人格権が侵害されることになるとは考え難い。そもそも，この点に関する債権者らの主張は，債権者ら各人に個別に生ずるおそれのある人格権侵害の具体的な内容には触れないまま，過酷事故が生じた場合に想定される一般的な被害を指摘する内容に終始しており，当を得ない。
13争点   13（担保金の額）について
（債権者らの主張）
被保全権利や保全の必要性の疎明の程度，予想される債務者の被害，正義・公平の観点からすれば，債権者らに担保を供させる必要はない。
（債務者の主張）
争う。
第４当裁判所の判断
１司法審査の在り方（争点１）について
⑴人格権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，原告が，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についての主張，立証責任を負うべきであり，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，債権者が，被保全権利としての上記の具体的危険の存在についての主張，疎明責任を負うべきものと解される。
もっとも，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，運転等の主体である被
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告事業者の側において，まず，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原告ら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，上記の具体的危険が存在することが事実上推定されるものというべきである。そして，そのことは，保全処分の申立てにあっては，債務者事業者において上記の主張，疎明をする必要があり，債務者事業者がこの主張，疎明を尽くさない場合には，上記の具体的危険が存在することが事実上推定されるということになる。
ところで，上記訴訟における被告事業者は，上記の具体的危険が存在しないことについての主張，立証において，その設置，運転等する発電用原子炉施設が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ものであることを主張，立証の対象とすることができるというべきである。そして，被告事業者の設置，運転等する発電用原子炉施設が原子炉等規制法に基づく設置の変更の許可や工事の計画の認可等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原子力規制委員会により示されている場合には，被告事業者は，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，欠落がないことを相当の根拠，資料に基づき主張，立証（保全処分の申立てにあっては債務者事業者において主張，疎明）すれば足りるというべきである。（以上につき，福岡高等裁判所宮崎支部平成２８年４月６日決定・判時２２９０号９０頁）ところで，本件を含め，人格権に基づく妨害予防請求として原子力規制委員会によって新規制基準に適合する旨判断された発電用原子炉施設の運転等
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の差止めを求める仮処分申立てという限度で事案を共通にする事件が同時期に複数申し立てられており，中には，ある特定の発電用原子炉施設の運転差止仮処分を求める複数の申立てが別々の裁判所で審理されている状況も見られる（公知の事実）。これらの事件における司法審査の在り方が，審理の対象となる発電用原子炉施設によって，又は，同一の発電用原子炉施設につき運転差止仮処分を審理する裁判所によって区々になることは，当事者双方をして互いに尽くすべき主張，疎明の程度をめぐる予測可能性を損なわせる事態を招きかねない。しかし，そのような事態は，上記のような類型の仮処分申立事案が迅速な審理を求められており（民事保全法３条，１３条２項等参照），かつ，いわゆる満足的仮処分をもたらすべき事案であることにも鑑みると，望ましいものとはいえない。さればといって，新規制基準に適合する旨判断された発電用原子炉施設を対象とする上記のような類型の仮処分申立事案における司法審査の在り方について直接言及した判例は見当たらない。福岡高等裁判所宮崎支部の上記決定は，そのような状況の下で，新規制基準に適合する旨判断された発電用原子炉施設を対象とする上記のような類型の仮処分申立事案における司法審査の在り方について一定の判断を示した，確定した抗告審決定であって，一件記録を精査しても，本件決定の時点で，ほかに同種の事案に係る別の裁判所による確定した抗告審決定は見当たらない。そうであれば，本件における司法審査の在り方については，福岡高等裁判所宮崎支部の上記決定を参照することとするのが相当である。⑵ア債権者らは，上記第３の１債権者らの主張欄のとおり主張する。人格権に基づく妨害予防請求としての発電用原子炉施設の運転等の差止請求において当該発電用原子炉施設が確保すべき安全性は，結局のところ，我が国の社会がどの程度の水準のものであれば容認するかという観点から判断すべきであるものと解される。そして，我が国の社会が容認する当該発電用原子炉施設が確保すべき安全性の水準が不易なものではなく，新た
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な科学的技術的知見の獲得や発電用原子炉施設を取り巻く社会の意識の変化に応じ，時代とともに変化する性質のものであることは承認しなければならない。
そして，我が国の発電用原子炉施設の設置，運転等は，原子炉等規制法による安全規制に服することによって初めて可能であるところ，本件改正後の原子炉等規制法は，福島第一原発事故の教訓等に鑑み，発電用原子炉施設の安全規制に最新の科学的技術的知見を反映させ，発電用原子炉施設を常に最新の科学的技術的知見を踏まえた基準に適合することを求めるとともに，科学的，技術的手法の限界を踏まえて，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，放射性物質が周辺環境に放出されるような重大事故が生じないよう，重大事故対策の強化を求めるものであると解される。そして，このような本件改正後の原子炉等規制法における規制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解される。このような，本件改正後の原子炉等規制法に基づく安全規制のありようは，現時点における我が国の社会が容認する当該発電用原子炉施設が確保すべき安全性の水準であるというべきであって，そこに，債権者らが主張するような「極めて高度な安全性」を発電用原子炉施設に求める趣旨のものであると解する根拠は見いだせない。債権者らの主張は，採用することができない。
イ他方，債務者は，上記第３の１債務者の主張欄のとおり主張するけれども，上記⑴の説示に反する限りにおいて，採用することができない。⑶上記⑴で説示したところに従って本件についてみるに，債権者らの各肩書住所地と本件原子炉施設との距離は前提事実⑴アのとおりであり，少なくとも債権者らの一部に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
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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が含まれているものといってよいから，債務者において，本件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債権者ら（のうち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ものと想定される地域に居住等する者）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，疎明する必要があり，債務者がこの主張，疎明を尽くさない場合には，上記の具体的危険が存在することが事実上推定されるものというべきである。
ところで，債務者は，新規制基準の下において，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，平成２８年３月２３日に工事計画認可，同年４月１９日に保安規定変更認可の各処分を受けており，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原子力規制委員会により示されているものといえるから，債務者は，本件原子炉施設が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ものであることを主張，疎明の対象とすることができるところ，その主張，疎明を行っていることになる。したがって，本件においては，債権者らの主張に即して，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ないか否か，及び本件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か否かないしその調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落がないか否かという観点から，債務者が上記の主張，疎明を尽くしているか否かについて判断することとする。
２新規制基準の合理性（争点２）について
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⑴新規制基準の手続的問題点について
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債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑴ア，イのとおり主張する。しかし，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し，過去にそのような立場にあったことを指すものではないことは該当法条の文言上明白である。この点に関する債権者らの主張は，上記欠格事由をめぐる誤った解釈を前提とするものであって，いずれも失当である。


なお，債権者らの上記主張は，かつて原子力事業者の役員や従業者であった者が原子力規制委員会を構成したのでは同委員会の独立性が確保されない旨をいうものと善解する余地がある。しかし，原子力規制委員会の委員長又は委員において，上記のような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から，上記主張は採用することができない。また，債権者らは，原子力規制委員会を構成する委員の人数が少なすぎるとか，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旨も主張する。
しかし，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ているし（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い。また，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」が適用されるというのであって（前提事実⑻イ），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
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るわけでもない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
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債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑴ウないしオのとおり主張する。
しかし，福島第一原発事故後，平成２４年６月２７日法律第４７号により改正された原子炉等規制法によれば，発電用原子炉を設置しようとする者又は既に原子炉設置許可を受けたが一定の事項を変更しようとする者は，原子力規制委員会の原子炉設置許可又は設置変更許可を受けなければならず，原子力規制委員会は，上記各申請が「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」等と認めるときでなければ，上記各許可処分をすることができないと規定されているところ（同法４３条の３の５第１項，４３条の３の６第１項４号，４３条の３の８第２項），平成２４年６月２７日法律第４７号は，原則として，公布日から起算して３月を超えない範囲内において政令で定める日から施行されることとされる一方（同法附則１条本文），上記各規定については，例外的に，施行日から起算して１０月を超えない範囲内において政令で定める日に施行されることとされ（同条ただし書），結果的に，上記各規定は平成２５年７月８日に施行されるに至ったものである。そうすると，同法は，原子力規制委員会に対して，遅くとも同日までには新規制基準を策定し施行することを求めていたと解するべきであるから，債権者らが検討期間が短いなどと問題視する点は立法論にすぎず，新規制基準の策定手続に瑕疵があることを基礎付ける事情とはいえない。
また，新規制基準は，原子力規制委員会の下に置かれた新規制基準検討
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チーム，地震津波基準検討チーム等において，国会，政府，民間，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り，原子力規制委員会は，本件原子炉の審査書案に対する科学的・技術的意見の公募手続で寄せられた「福島原発事故の検証が不十分。原因の究明を先に行うべき」との意見に対して，「東京電力福島第一原子力発電所事故については，基本的な事象進展等について整理されています。これを踏まえ，新規制基準を制定しました」と回答している（乙７２，７３，８４，１３０）。そして，原子炉等規制法の上記各規定が平成２５年７月８日に施行されることになっていたことも踏まえると，債権者らが主張するような意味での徹底した福島第一原発事故の分析が望ましいにしても，そのような分析を経なければ原子力発電所の再稼働ができないとするのが原子炉等規制法の趣旨であるとは考え難く，この点でも新規制基準の策定手続に瑕疵があるということもできない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
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債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑴カのとおり主張する。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であると言い切れるかどうかについてはしばらく措くとしても，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。原子力基本法２条２項が，安全の確保につき「確立
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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。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
⑵新規制基準の実体的問題点について
ア「基準の不明確性」に関する主張について
債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑵アのとおり主張する。しかし，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，原子炉等規制法４３条の３の６第１項４号が，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。そうであれば，新規制基準が，その内容に債権者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。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
イ「立地審査指針違反」に関する主張について
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債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑵イのとおり主張する。しかし，設置許可基準規則及び同解釈中には「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」（いわゆる立地審査指針）を用いて審査することを求める旨の定めは見当たらず，逆に，重大事故が発生した場合において原子炉格納容器の破損及び外部への放射性物質の異常な水準の放出を防止するための必要な措置等を求める定め（設置許可基準規則３７条）があること（乙６８），原子力規制委員会は，本件原子炉施設の審査書案について行われたパブリックコメントにおいて立地審査指針の廃止を問題視する旨の意見に対し，「東京電力福島第一原子力発電所事故において，従来の立地審査指針で想定していた事故の規模を上回る事故が発生したことを踏まえ，放射性物質の異常な水準の放出を防止するという観点から，重大事故等対策の有効性を確認することとしています。」と回答していること（乙１３６），田中委員長が，平成２５年４月２３日の参議院予算委員会において，本件改正後の当該発電用原子炉施設の安全性の判断は，立地審査指針が求めていたような公衆と施設との離隔距離が確保されているかどうかではなく，重大事故等が生じた場合の対策が施されているかどうかによる旨答弁していること（乙１３７），以上の事実が認められ，それらによれば，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遙かに広範囲に及んでしまった事実（前提事実⑹）を踏まえると，一応合理的であると認められる。債権者らの主張は，上記の経緯にかかわらず，立地審査指針が今なお具体的審査基準として有効であることを前提とするものであって，採用することができない。また，債権者らは，立地審査を経ていない現状は，国際的な基準，ひい
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ては国際的な基準を踏まえて安全確保を図るべきことを規定した原子力基本法２条２項にも反する旨も主張するけれども，ＩＡＥＡの安全基準等から，重大事故等対処施設を備えるのみならず，立地審査も行うことが，国際的な基準として確立されているとまではいえない。この点に関する債権者らの主張も，採用の限りでない。
ウ「防災審査の不存在」に関する主張について
債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑵ウのとおり主張する。しかし，原子力災害に関する事項は，原子力災害対策特別措置法，原子炉等規制法，災害対策基本法その他原子力災害の防止に関する法律の相互の連関において定められるべきものと解されるところ（原子力災害対策特別措置法１条参照），国は，原子力災害対策特別措置法又は関係法律の規定に基づき，原子力災害対策本部の設置，地方公共団体への必要な指示その他緊急事態応急対策の実施のために必要な措置並びに原子力災害予防対策及び原子力災害事後対策の実施のために必要な措置を講ずること等により，原子力災害についての災害対策基本法３条１項の責務を遂行し（原子力災害対策特別措置法４条１項），地方公共団体は，原子力災害対策特別措置法又は関係法律の規定に基づき，緊急事態応急対策などの実施のために必要な措置を講ずること等により，原子力災害についての災害対策基本法４条１項及び５条１項の責務を遂行し（原子力災害対策特別措置法５条），原子力規制委員会は，原子力事業者，国の各機関，地方公共団体等による原子力災害対策の円滑な実施を確保するため原子力災害対策指針を定める（原子力災害対策特別措置法６条の２）などとされている。してみると，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。この点に関する債権者らの
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主張は，採用することができない。
エ「放射性廃棄物処理方法審査の不存在」に関する主張について債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑵エのとおり主張する。しかし，原子炉等規制法４３条の３の６第１項は，①発電用原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと，②申請者に発電用原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があること，③申請者に重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力その他の発電用原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること，④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を，設置許可又は設置変更許可処分の要件とするところ，同規定に照らせば，使用済燃料の処理については，同項１号の「平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」という要件の適合性判断に必要な範囲において審査されることが予定されている（乙１３８）というべきである。そうであれば，債権者らが主張するような，使用済燃料の再処理方法等の政策的問題は，原子炉等規制法等による規制の埒外であるといわざるを得ない。
なお，債権者らは，使用済燃料の問題を将来世代に押し付けることは憲法１３条及び２５条に反する旨も主張するけれども，具体的に，新規制基準が，誰の，どのような内容の憲法上の権利を侵害することになるのか，その主張内容から何ら明らかにならない。
この点に関する債権者らの主張は，いずれも採用することができない。オ「環境基準等の設定欠如」に関する主張について債権者らは，上記第３の２債権者らの主張欄⑵オのとおり主張する。しかし，原子炉等規制法４３条の３の６第１項の規定からすれば，債権
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者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。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
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基準地震動策定の合理性（争点３）について
⑴新規制基準の合理性について


新規制基準について，その策定に至る手続や実体において合理性を失わせるほどの瑕疵があるとまでいえないことは上記２で検討したとおりである。そして，前提事実で見た新規制基準へ至る耐震のための基準策定の経緯及び新規制基準を前提とした審査に用いるべき地震ガイドの各内容によれば，新規制基準における基準地震動の考え方は，新規制基準の策定前から発電用原子炉施設の安全審査に用いられてきたものに，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，その成果を取り込んだ成果というべきものであって，発電用原子炉施設の敷地及び敷地周辺の調査を徹底的に行い，最新の科学的技術的知見を踏まえ，各種不確実さも考慮した上で，複数の手法を用いて評価した地震動を多角的に検討し，これを基に，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を策定し，その地震動に耐え得る設計を要求することによって，当該発電用原子炉施設にその地震動への耐震性を持たせ，なおかつ，その地震動の予測の限界を率直に認め，基準地震動を超過する地震など想定外の事象が発生し，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，その事態を放射性物質が大量に環境に放出される前に収束させるだけの備えを当該発電用原子炉施設に持たせようという認識に
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基づくものであることが認められ，このような考え方それ自体は，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原子炉等規制法の趣旨に沿うものであって，何ら不合理な点はない。
また，基準地震動の策定方針について検討するに，上記のとおり敷地及び敷地周辺について最新の科学的，技術的知見を踏まえた調査を徹底して行うことを前提に，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」と「震源を特定せず策定する地震動」の２つの側面から基準地震動を策定することとしているが，前者については，地震学及び地震工学の著しい進歩を踏まえた地震動評価手法である断層モデルを用いた手法のみならず，それと異なる手法である応答スペクトルに基づく地震動評価をも行った上で設定することとし，これを基本としつつも，なお敷地近傍において発生する可能性のある内陸地殻内の地震の全てを事前に評価し得るとは言い切れないことから，これを補完するものとして，観測記録を基に各種の不確かさを考慮して，「震源を特定せず策定する地震動」を適切に策定することにより，発電用原子炉施設の耐震設計の基準とすべき基準地震動の策定に万全を期することとしたものであるということができる。このような新規制基準における基準地震動の策定方針それ自体に，何ら不合理な点はないというべきである。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）の想定の相
当性について
ア応答スペクトルに基づく地震動評価について
松田式の適用方法について
ａ債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄ア   ａのとおり主張する。そして，一件記録によれば，⒜松田式は，①地震は地殻に蓄えられた歪みエネルギーの急激な解放である，②その歪みエネルギーの大小は歪み領域の大小による，③歪み領域の大小は断層のディメンジ
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ョン（大きさ）の大小に反映している，という考え方に基づき，日本の内陸部で発生した１４の地震のデータから得られた，断層長さと地震のマグニチュードとの関係を表す経験式であって，今も広く実務に用いられていること（乙１７５，審尋の全趣旨），⒝債務者は，松田式の適用範囲が断層長さ８０㎞以下のものに限られるとの見解を前提に，１３０㎞，４８０㎞の各ケースについては断層長さが約８０㎞以下になるように断層を区分し，区分した断層長さごとに算出した地震規模を合計することにより，当該断層全体の地震規模を求めたこと（審尋の全趣旨），以上の事実が一応認められる。
当事者双方の主張を前提にする限り，松田式を断層長さ８０㎞超の断層にも直接適用できるか否かは，断層長さが長くなればすべり量が飽和するといえるかどうかにかかっているものといってよい。そして，すべり量の飽和に伴いスケーリング関係が変化するとの知見を採用することがあながち不合理とはいえないとなれば，債務者が採用した松田式の適用の手法は一応の合理性が認められるものというべく，ここでは主としてすべり量が飽和するとの知見を採用することの相当性という観点から，債務者の評価の合理性を検討することとする。
ｂ地震本部の提言等
地震本部は，平成７年１月１７日に発生した阪神・淡路大震災を受け，地震に関する調査研究の成果が国民や防災を担当する機関に十分に伝達され活用される体制になっていなかったという課題意識の下，行政施策に直結すべき地震に関する調査研究の責任体制を明らかにし，これを政府として一元的に推進するため，地震防災対策特別措置法に基づき文部科学省に設置された政府の特別の機関であって，文部科学大臣を本部長として，政策委員会と地震調査委員会とで構成されている（地震防災対策特別措置法７条，８条１項，９条１項，１０条１－224－
項）。このうち，地震調査委員会は，「地震に関する観測，測量，調査又は研究を行う関係行政機関，大学等の調査結果等を収集し，整理し，及び分析し，並びにこれに基づき総合的な評価を行」うことを目的としており（同法１０条１項，７条２項４号），複数の大学教授などの地震学者が地震調査委員会委員に任命されている（同法１０条３項参照）。（以上につき，甲Ｄ２９６～２９８，乙２５１）そして，一件記録によれば，地震本部が作成した以下の文献には，次のような指摘があることが認められる。
⒜改訂レシピ（乙１７３）


改訂レシピは，詳細な調査結果に基づき震源断層を推定する場合に地震規模を算出する手法として，Murotaniet    al.(2015)等の知見に基づき，地震モーメントに応じた３段階のスケーリング則を提案しており，具体的には，Ｍｏ＜７．５×１０１８Ｎ・ｍの場合にはSomervilleetal.   (1999)のスケーリング則を，７．５×１０１８Ｎ・ｍ≦Ｍｏ≦１．８×１０２０Ｎ・ｍの場合には入倉・三宅(2001)を，地震モーメントがこの閾値を超える場合にはMurotani   etal.(2015)のスケーリング則を適用すべきであるとしている。そして，Murotanietal.   (2015)は室谷ほか(2009)等を踏まえた平均すべり量が飽和することを前提とした知見であるところ，改訂レシピは，「ここでは，利便性に配慮して機械的に値が求められるように，式の使い分けの閾値を決めているが，原理的には断層幅や平均すべり量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，断層幅が飽和していない場合(1-a)式は⑵式を，飽和している場合(1-b)式は⑶式あるいは⑷式を用いる方が合理的である。また，断層幅と平均すべり量の両方が飽和している場合は⑷式を用いることが望ましい。震源断層の面積を算出するにあたっては，この点に
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も配慮して，用いる式を選択することが可能である。」（なお，ここで⑵式はSomervilleet   al.(1999)の，⑶式は入倉・三宅(2001)の，⑷式はMurotaniet   al.(2015)の，各スケーリング則を指す。）と注記している。
また，地表の活断層の情報を基に簡便化した方法で震源断層を推定する場合において地震規模を算出する際には，「活断層長さがおおむね８０㎞を超える場合は，松田(1975)の基になったデータの分布より，松田(1975)の適用範囲を逸脱するおそれがあるため，例えば，の方法や『活断層の長期評価手法（暫定版）』報告書（地震調査委員会長期評価部会，2010）記載の方法など，過去の地震の例を参考にしながら，適宜適切な方法でマグニチュード（地震モーメMurotanietal.   (2015)等に基づく３段階のスケーリング則を指しており，「『活断層の長期評価手法（暫定版）』報告書記載の方法」とは，長期評価手法（乙１５１）記載の手法（後記⒝参照）を指す。）としている。
⒝長期評価手法（乙１５１）
長期評価手法には，「長大な活断層で発生する地震の規模」との表題の下，「長さが１００㎞を超えるような長大な活断層については，活動時のずれの量が飽和する可能性（中略）が指摘されているため，複数の断層が連動して地震を発生させると考えるカスケードモデルの採用について検討した。しかし，ずれの量の算出方法については今後も検討する必要があることから，新手法においては，W.G.C.E.P（1995）の定義によるカスケードモデルを採用することは見合わせ，長さが断層面の幅の４倍に満たない場合には松田（1975）のＬ－Ｍ式に基づき地震規模を想定し，それを超える場合
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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た。地震規模の算出には，モーメントマグニチュードを使用し，後に気象庁マグニチュードへ変換する」としている。
⒞中央構造線の長期評価（乙３３）
地震本部は，その施策の一つとして，「陸域の浅い地震や海溝型地震の発生可能性の長期的な確率評価」の実施を掲げ，平成１７年４月までに陸域の活断層として９８断層帯の長期評価を行い公表した。このうち，中央構造線断層帯（金剛山地東縁－伊予灘）の評価については，平成１５年２月１２日に公表されたが，その後の調査結果により活動履歴などに関する新たな知見が得られたとして評価の見直しが行われ，平成２３年２月１８日付けで標記の長期評価が取りまとめられた。
このような経過で取りまとめられた中央構造線の長期評価では，「四国全域や断層帯全域が同時に活動する可能性も考慮すると，その長さはそれぞれ２００㎞，３００㎞となり，松田(1975)による経験式の適用範囲外となる。この経験式によると，長さ８０㎞の断層でマグニチュード８．０となる。このため，このような断層長さが非常に長い区間について，ここではマグニチュード８．０もしくはそれ以上と評価することとした」として，松田式の適用範囲が断層長さ８０㎞程度であることを前提として，地震規模が推定されている。
もっとも，中央構造線の長期評価においては，断層帯全体の地震規模について，平均すべり量と地表変位量とを７ｍと想定してＭｗ８．１～８．４と推定していることが認められ，この点は，地表最大変位量は平均すべり量の２～３倍であるとの室谷ほか(2009)等の知見と整合しない内容となっている。
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ｃすべり量の飽和に関する知見等
また，一件記録によれば，すべり量が飽和するとの見解に与する知見として，次のような論考が存在することが認められる（なお，債務者は，このほかにも，原子力規制委員会における審査の過程において，同旨の知見として複数の論考を指摘している（乙２９６）。）。
⒜室谷ほか(2009)


この論文は，概ね長さ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   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」ことを指摘している。また，室谷ほか(2009)の   元デー   タでは   ，１９   ９９年   集集地   震（Chichi）で地表   最大変位   量が１   ０ｍ超   となっ   ている   ほか，Stirlinget    al.(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。
－228－
⒝室谷ほか(2010)
この論文は，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，震源断層面積と地震モーメント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。」としている。
もっとも，日本国内の元データは，濃尾地震に兵庫県南部地震を追加した２事例である。また，元データのうち断層長さ１５０㎞以上のものは，Stirlinget    al.(2002)のデータ中の３事例とその他の３事例を併せた６事例だけのようであり，４００㎞を超えるものは１９０６年サンフランシスコ地震のみである。
⒞壇ほか(2011)
この論文は，断層長さ８０㎞で平均すべり量が約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』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
－229－
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，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断層長さ約８０㎞である。
ｄすべり量が飽和するとの知見に対する指摘
一方，すべり量が飽和するとの知見に対しては，次のような指摘があることが認められる。
⒜愛媛新聞のインタビューにおける纐纈教授の発言（甲Ｃ１９９）纐纈教授は，平成２７年３月２１日付け紙面で報道された標記のインタビューにおいて，「印象だが，中央構造線断層帯があれだけ近いのに，この程度で済むのかなという気はする。滑り量（断層がずれる長さ）は，断層の連動が長くなれば大きくなるという考え方と，断層が連動しても滑り量は変わらないという考え方がある。中央構造線断層帯がどちらかは分からないが，５４キロ（四電の従来想定）から４８０キロに延ばして，これだけ（基準地震動が５７０ガルから最大６５０ガル）しか変わらないのは違和感がある。（基準地震動が）もう少し大きくなってもいい気はする」と述べた。⒝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
－230－
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。）の発言（甲Ｄ５５０の１）
藤原部門長は，平成２４年６月１９日に開かれた，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，遠田晋次委員より，室谷ほか(2010)に関して，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。


⒞専門家フォーラムにおける発言（甲Ｄ３０２，３０４）文部科学省の原子力基礎基盤研究委託事業による委託業務として東京大学が実施した「原子力施設の地震・津波リスクおよび放射線の健康リスクに関する専門家と市民のための熟議の社会実験研究」に基づき，専門家の出席を得て平成２５年１２月２１日に「原子力発電所に影響を及ぼす断層とそれによる揺れ・変位はどう推定されているのか？」とのテーマで開かれた「第２回専門家フォーラム」において，出席者の中から，「カスケードモデルとスケーリングモデルっていうのは，簡単に言うと，断層の長さが２倍になった場合，モーメントが２倍になるのがカスケードモデルで，この場合はマグニチュードは０．２変わるだけです。この時の仮定は断層の長さが変っても，断層の幅もすべり量は変わらないということです。一方，スケーリング則では断層の幅もすべり量も断層の長さに比例するので，モーメントは断層の長さの３乗で効いてきますので，マグニチュードの変化はその０．３倍の０．６になります。つまり，Ｍ８．０の地震を起こす断層の長さが２倍になったときＭ８．６になるっていうのがスケーリング則で，Ｍ８．２になるのがカスケードモデルです。それのどっちをとるかというと，これがまだ議論がありま
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す。」との発言が見られた。
ｅ検討
⒜債務者が想定する最大の断層長さは４８０㎞というのであるから，仮に，すべり量が飽和するとの知見を採用しないとなれば，上記想定の下における地震規模は，債務者が松田式を使って推定したそれをはるかに上回ることは明らかである。そうであれば，すべり量が飽和するとの知見に依拠するには慎重な検討が必要であると考えられる。
そして，上記ｂ，ｄによれば，地震本部は，すべり量が飽和すると考える場合とそうでない場合のそれぞれについて異なる計算式を挙げているし，地震学者の中には，すべり量が飽和するとの知見に対し，疑問を投げかけたり，仮説の一つに過ぎないと評価したりする者があるなど，上記の知見が必ずしも専門家の間で確立した知見であるかといえば疑問なしとしない。その上，すべり量が飽和するとの知見に与する論考も，元データの中に国内の地震が含まれていなかったり，含まれていても濃尾地震の１事例のみだったりするなど，海外の地震についていえることがそのまま日本の地震にも当てはまるかについては意見もあり（甲Ｄ３２２，乙２５６），サンプルの範囲が限定的であることは否定し難い。加えて，上記ｃによれば，上記の論考が標榜する，又は論考の内容から導かれる飽和すべり量を超える地表最大変位量を記録したデータが一つならず存在することも窺える。
⒝しかし，上記ｂによれば，地震本部は，地震規模の計算方法の提言に当たり，すべり量が飽和するとの見解を前提とし，中央構造線の長期評価において松田式の適用範囲を断層長さが概ね８０㎞までに限定していることからすると，少なくとも地震本部は，すべり量
－232－
が飽和するとの見解に親和的であるというべきである。しかも，上記ｄの事情や，すべり量が飽和する見解に与する論考が依拠するデータに関する上記の憾みがあるからといって，地震学界において，すべり量が飽和するとの見解が異端であると決めつけるには足りないどころか，地震本部の設置目的，これを構成する委員の属性に加え，上記ｄ⒞の専門家フォーラムの出席者において，上記認定に係る発言に続けて「おそらく非常に大きな地震は，たぶんカスケード的であろうというふうに我々も考えています」などとすべり量が飽和することを前提としたモデルを支持するものと受け取れる発言をしていること（甲Ｄ３０２）にも照らすと，むしろ，すべり量が飽和するとの知見は，さらなるデータの集積やそれに基づく検証の余地があるとはいえ，最新の科学的知見としては有力な見解の一つであることは確かであるといわねばならない。
なお，債権者らは，松田名誉教授自身が中央構造線四国断層帯（断層長さ１８０㎞）に松田式を適用しているとか（甲Ｃ３４），地震本部も言及するWells   andCoppersmith(1994)はすべり量が飽和する見解を採用していないとか（甲Ｄ５５２），栗山ほか(2008)もすべり量が飽和しないことを前提としている（甲Ｄ１２２）などと指摘する。しかし，松田名誉教授は，債権者らが指摘する論考の中で，中央構造線四国断層帯のように例外的に大きな断層長さを持つ「特定断層」については，当該地帯の最大地震規模を決める際には一応考慮外としたと述べているのであるから（甲Ｃ３４），松田名誉教授が断層長さの如何を問わず松田式を適用すること，ひいては，すべり量が飽和するとの見解を否定していると即断することはできない。また，WellsandCoppersmith   (1994)は，地下断層長さと地表断層長さの関係を定量的に評価した研究であることが窺え
－233－
（乙１５１），上記論考がすべり量が飽和しない旨の立場を鮮明にする趣旨のものと断定できるわけでもない   。さらに，栗山ほか(2008)は，その内容からして，すべり量の飽和を前提とするカスケードモデルとそうでないスケーリングモデルの優劣を明らかにすることを目的とした論考とまではいえない（甲Ｄ１２２）。したがって，債権者らの上記指摘はいずれも当を得ないものというほかはないし，一件記録を精査しても，ほかにすべり量が飽和しないとの知見を取りまとめた論考は見当たらない。
⒞してみると，債務者においてすべり量が飽和するとの知見に依拠したことには一応の合理性があるものというべく，すべり量が飽和するとの知見に依拠した基準地震動の策定につき，地震ガイド，ひいては設置許可基準規則に適合するとした原子力規制委員会の判断が不合理であるとはいえない。
なるほど，上記⒜で指摘したところによれば，債務者がすべり量が飽和するとの知見に依拠したことの合理性に関する確信を得るためには，なお慎重な検討を要することは承認しなければならない。しかし，そのような検討は，すべり量が飽和するとの知見に与する地震学者，これに異論を唱える地震学者，本件申請をめぐる審査に携わった原子力規制委員会の関係者等の証人尋問を経るなどして，例えば，上記知見が専門家の批判に耐えられるかどうか，地震学界において上記知見が占める位置，それらの事情を踏まえた基準地震動の策定に当たって上記知見に依拠することの許容性を基礎付ける事実を慎重に認定する作業が不可欠であるところ，それは，本件のような保全手続にはなじまないものというべきである。
経験式自体が内包する不確かさの考慮について
債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄アｂ⒜のとおり主張
－234－


する。そして，松田式も武村式(1990)も，国内で発生した地震によって得られた観測記録を基にして断層長さ（松田式）又は気象庁マグニチュード（武村式(1990)）から地震規模を割り出す経験式であること（甲Ｄ１０２，審尋の全趣旨），地震ガイドでは「震源モデルの長さ又は面積，あるいは単位変位量（１回の活動による変位量）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は，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。その際，経験式は平均値としての地震規模を与えるものであることから，その不確かさも考慮されている必要がある。」とされていること（乙３９），以上の事実が認められる。しかるに，債務者は，松田式を適用し（５４㎞ケース，６９㎞ケース），又は概ね８０㎞以下になるように断層長さを区分し，区分した断層長さごとに松田式を適用して算出した地震規模を合計することによって（１３０㎞ケース，４８０㎞ケース）地震規模を推定し，これをそのまま耐専式やその他距離減衰式のパラメータとして用いており，その過程で松田式そのものが内包する不確かさを別途考慮した形跡は見当たらない（前提事実）。したがって，上記地震規模の設定の在り方は，地震ガイドの求めに沿っていない疑いもないではない。
しかし，地震ガイドに上記のような定めがあるとはいえ，設置許可基準規則解釈別記２や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から（乙３９，６８），地震規模の推定はともかく，結果として得られた地震動評価において，上記不確かさを十分に考慮したものといえるのであれば，そのような地震動評価が結論において新規制基準に適合する旨判断することも不合理ではないという余地がある。そして，債務者は，耐専式を適用したケースについては，内陸補正をしないことによって，結果として約１．５倍の不確かさを考慮していることになるところ，松田
－235－
式が内包する不確かさを含む，応答スペクトルに基づく地震動評価全体での不確かさの考慮が，この約１．５倍で尽くされている可能性も否定できないし（なお，耐専式を適用していないケースについては，上記の手法による不確かさの考慮は施されないことにはなるけれども，その他距離減衰式を適用したケースの地震動を約１．５倍したとしても耐専式を適用したケースの地震動を大きく上回ることはないと考えられるから，この点は結論には影響しないものと考えられる。甲Ｄ９８の１），その他距離減衰式との比較から耐専式の適用可能性が疑問視されるケース（５４㎞，６９㎞，１３０㎞の各ケースにおける北傾斜モデル）についても保守的に耐専式を適用し，中央構造線の長期評価が想定する断層長さ（３６０㎞）を大きく上回る断層長さ（４８０㎞ケース）を想定するなどして，一定程度の不確かさを考慮しているのであるから，そのようにして得られた地震動評価は，結論において保守的な想定となっていると考えることもできる。これらの点を踏まえると，債務者の地震動評価も一応合理的であるというべきである。この点について確信を得ようとすれば，経験式が内包する不確かさの程度やその不確かさを地震規模を推定する過程において考慮する手法の在り方をめぐる，地震ガイドの策定経過や地震学界における議論の状況等について，地震学者や地震ガイドの作成に携わった担当者等の証人尋問を通じて慎重に認定すべきであるけれども，それは，本件のような保全手続には必ずしもなじまないものというべきである。
この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
断層長さの認識論的不確定性について
債権者らは，第３の３⑴債権者らの主張欄アｂ⒝のとおり主張する。
しかし，５４㎞ケースは三崎沖引張性ジョグの中央から敷地前面海
－236－
域の断層群を経て串沖引張性ジョグの中央までの連動を想定したもの，６９㎞ケースは，三崎沖引張性ジョグの南西端から串沖引張性ジョグの北東端までの全部の連動を想定したものであるから，本件敷地との関係で両者における等価震源距離にはほとんど差がないものと考えられるのに対し，９０㎞ケース及び１０３㎞ケースは，６９㎞ケースで想定されている部分破壊の範囲をさらに北東方向に延長するものであるから，本件敷地との関係で６９㎞ケースよりも等価震源距離が長くなることは明らかである。また，１３０㎞ケースは，三崎沖引張性ジョグの中央から川上断層北東端まで全て連動することを想定した場合（１３３㎞）にほぼ匹敵する長さであって（乙２６９），１０３㎞ケースで想定されている部分破壊の範囲をさらに北東方向へ拡大するものにほかならないから，断層長さが８０㎞を超えるケースについて概ね８０㎞以下になるように断層長さを区分し，区分した断層長さごとに松田式を適用して算出した地震規模を合計することによる地震規模の推定が一応合理的であると考えられることを前提とする限り（上記），９０㎞ケースや１０３㎞ケースで想定される最大の地震規模が１３０㎞ケースのそれを超えることは理論上考え難いというほかない。そうすると，９０㎞ケース及び１０３㎞ケースのいずれについても，等価震源距離及び想定される最大の地震規模は，６９㎞ケースのそれらと１３０㎞ケースのそれらの間に収まることになるものと考えられる。そうであれば，債務者は，６９㎞ケースと１３０㎞ケースについて地震動評価を行ったというのであるから，その中間に収まる９０㎞ケースと１０３㎞ケースを想定しなかったからといって，直ちにそのことが合理性を欠くとまでいうことはできない。
この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
中央構造線の長期評価との比較について
－237－
債権者らは，第３の３⑴債権者らの主張欄アｃのとおり主張する。ところで，中央構造線の長期評価は，想定される地震規模の計算に当たり，①「石鎚山脈北縁西部―伊予灘川上断層―伊予灘西部    断層」については，断層幅を「鳴門断層及び鳴門南断層－石鎚断層」の数値（２０～３０㎞）と同じと仮定し，「ずれの量」の最大値も同断層の数値（２～７ｍ）と同じと仮定して，Ｍｗ７．４～８．０と算出し，また，②「断層帯全体当麻断層－伊予灘西部断層」については，各活動区間において推定した「ずれの量」を基に算出した地震モーメントの総和から求めたケース（Ｍｗ７．９～８．３）と，最大の想定として「ずれの量」を全ての区間で７ｍと仮定して各活動区間において地震モーメントを算出してその総和から求めたケース（Ｍｗ８．１～８．４）の２つのケースから算出した。


中央構造線の長期評価が，①における「ずれの量」の最大値を上記のとおり仮定したのは，「石鎚山脈北縁西部―伊予灘川上断層―伊予灘西部断層」と「鳴門断層及び鳴門南断層－石鎚断層」の長さがいずれも同程度（１３０㎞）とされたことによる。そして，「鳴門断層及び鳴門南断層－石鎚断層」の「ずれの量」は，文献（岡田・堤（1997），TsutsumiandOkada（1996））において父尾断層（徳島県阿波町付近）で求められた地表のずれの量が用いられている。また，中央構造線の長期評価が，②において断層幅を上記のとおり仮定したのは，「石鎚山脈北縁西部―伊予灘川上断層―伊予灘西部    断層」の断層幅が不明であることに基づく。（以上につき，乙３３）
以上によれば，上記①及び②における地震規模の計算の基礎とした数値の選択，当該数値を選択した事情及び当該選択に係る数値の出処のいずれにおいても格別不合理な点は見当たらない。
しかし，ある震源断層において想定されるモーメントマグニチュード
－238－
の計算の基礎となる地震モーメントの数値は，当該震源断層全体の平均すべり量に比例するというのであり（乙１７３），また，地表最大変位量は断層長さがほぼ１００㎞で約１０ｍに飽和する旨及び長大断層に限れば地表最大変位量は平均すべり量の概ね２～３倍に収まる旨をそれぞれ指摘する知見（室谷ほか(2010)）があり，なおかつ，室谷ほか(2010)を採用することに一応の合理性が認められることは上記説示のとおりである。そうであれば，検討用地震の震源断層に関する地質調査結果によって当該震源断層のより具体的な地表最大変位量と目すべきデータが得られるのであれば，そのデータを基に，室谷ほか(2010)によって当該震源断層全体の平均すべり量を試算した上で，これを用いて地震モーメント，ひいてはモーメントマグニチュードを算出する手法は，それはそれで一応の合理性が認められるものというべきである。そして，債務者は，堤・後藤(2006)において，中央構造線断層帯の地質調査の結果として，主な活断層群ごとに測定して得られた地表変位量に室谷ほか(2010)が指摘する知見の内容を加味して上記のとおりモーメントマグニチュードを算出したことが一応認められる（乙３１）。また，債務者は，１３０㎞ケース及び４８０㎞ケースのいずれについても，その適用限界を考慮しつつ松田式を適用して気象庁マグニチュードを算出した結果，１３０㎞ケースにつきＭ８．１，４８０㎞ケースにつきＭ８．５と評価したことが一応認められるところ（乙３１），気象庁マグニチュードを前提とした地震規模は，中央構造線の長期評価におけるそれ（「石鎚山脈北縁西部―伊予灘川上断層―伊予灘西部    断層」及び「断層帯全体当麻断層－伊予灘西部断層」のいずれについても「８．０もしくはそれ以上」。乙３３）にも沿うものである。
してみると，債務者が１３０㎞ケース及び４８０㎞ケースにおいて評価した各地震規模が中央構造線の長期評価におけるそれらと同程度の断
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層長さを持つ活断層群について示された各地震規模よりも小さい部分があるからといって，債務者による上記地震規模の評価が過小であり，合理性を欠くとまでいうことはできない。
この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。解析ケースの一部につき耐専式の適用を排除したことについて債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄アａのとおり主張する。
耐専式は，マグニチュードと等価震源距離等をパラメータとして応答スペクトルを得る距離減衰式であって，過去に発生した実際の地震のデータを回帰分析し，地震動の応答スペクトルの平均的な値を経験的に算出するものである。
耐専式は，他の距離減衰式や従来の経験的手法に比べ，①解放基盤表面の強震動として評価できること，②水平方向及び鉛直方向の強震動が評価できること，③震源の拡がりを考慮できること，④敷地における強震観測記録を用いて地域特性等が考慮できることといった長所が指摘されている（甲Ｄ１１２，乙３１）。
しかし，耐専式は，その構築の元になった地震のデータには，当該観測点と断層との距離を８㎞程度とするケースのものは含まれていないため，当該等価震源距離が任意のマグニチュードに応じて決まる一定の値（以下「極近距離」という。）を下回る場合には，耐専式の適用は相当でないとされている（乙１１）。もっとも，国内の地震記録中には，例えば，鳥取県西部地震における賀祥ダム（Ｍ７．３，等価震源距離６㎞）や兵庫県南部地震における神戸大（Ｍ７．３，等価震源距離１６㎞）にあっては，内陸補正を施すことによって乖離がほぼ解消される結果となり，したがって，等価震源距離が極近距離を下回るケースであっても耐専式の適用が可能（ただし，内陸補正を要する。）と考えられる場合が
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あることが窺えるし（甲Ｄ１１２），入倉名誉教授も，極近距離の近傍の条件であっても耐専式の適用性は個別に検証されるべきであり，極近距離よりも近くなる場合であっても，断層モデルで評価したものと比較して，耐専式を適用した場合の有効性を検証すべきである旨指摘していることが認められる（乙１７０）。そうであれば，等価震源距離が極近距離近傍にあるとか，又はそれを下回るからといって，直ちに耐専式の適用を排除することは相当ではなく，その適用性を個別に吟味すべき筋合いである。地震ガイドにおいて，「応答スペクトルに基づく地震動評価において，用いられている地震記録の地震規模，震源距離等から，適用条件，適用範囲について検討した上で，経験式（距離減衰式）が適切に選定されていることを確認する」とされているのも（乙３９），上記の趣旨に出たものと解するのが相当である。
そして，債務者は，５４㎞ケース，１３０㎞ケース及び４８０㎞ケースにつき，それぞれ断層の傾斜角を鉛直断層とする場合（鉛直モデル）及び北傾斜断層とする場合（北傾斜モデル）をそれぞれ想定して評価し，他の距離減衰式によった場合と比較したこと，その結果，４８０㎞ケースの鉛直モデル及び北傾斜モデルはいずれも想定される地震規模に応当する等価震源距離が極近距離も大きくなり，したがって，耐専式の適用可能な範囲に収まったこと，１３０㎞ケース及び５４㎞ケースの各北傾斜モデルは，いずれも想定される地震規模に応当する等価震源距離が極近距離よりも小さくなったものの，震源近傍における適用性を検証したデータが既に存在する範囲にある上に，内陸補正を適用することによって他の距離減衰式による評価と整合的であったことが認められる（乙１１）。
これに対し，５４㎞ケース及び１３０㎞ケースの各鉛直モデルについては，想定される地震規模に応当する等価震源距離が極近距離よりも小
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さいのみならず，内陸補正を施しても，なお他の距離減衰式による評価と重なるところがほとんどなく，大きく乖離する結果となったというのである（乙１１）。極近距離よりも等価震源距離が小さいケースであっても，個別に検討し，内陸補正を施すことによって耐専式の適用に耐えられるケースがあることは，鳥取県西部地震（賀祥ダム）及び兵庫県南部地震（神戸大）の例で見たとおりではあるけれども，上記の各ケースにおいて耐専式の適用を可とする評価に至ったのは，内陸補正を施すことによって実際の地震記録との乖離が解消されることが確認されたからにほかならないのであって（甲Ｄ１１２），上記の各ケースは，内陸補正を施したにもかかわらず，なお他の距離減衰式との乖離が解消されない場合にまで耐専式の適用を正当化する根拠になるとまではいえない。これに加えて，もともと耐専式が，その構築に用いられた地震記録が敷地前面海域の断層群のように敷地との距離が８㎞という至近に位置するケースを含んでいない距離減衰式であるという成り立ち（乙１１，３１）も考慮しないわけにはいかない。これらの事情によれば，５４㎞ケース及び１３０㎞ケースの各鉛直モデルにおいて耐専式を当てはめた結果が他の距離減衰式を当てはめた結果との比較において乖離が大きかったという事実は，要するに，上記各モデルに対する関係で耐専式を適用することには難があることを示すものであって，現実に上記結果に沿う地震動がもたらされる可能性があることを示唆するものとはいい難いのである。
そうであれば，耐専式に上記の長所があることを前提としても，債務者が上記各モデルについて耐専式を適用しなかったことが不合理であるとか，ましてや，恣意的であるなどということはできない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
不確かさの考慮について
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債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄アｂのとおり主張する。
しかし，耐専式のばらつきや不確かさの考慮をいう点については，経験式そのものが内包する不確かさをそのまま当該敷地における地震動評価に当たって考慮しないからといって，直ちにそのような地震動評価が合理性を欠くとはいえないことは，上記説示のとおりであり，この点は，松田式と同じく過去に発生した実際の地震のデータを分析して平均的な値を経験的に算出することによって得られた耐専式においても同様にあてはまるものというべきである。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
また，債務者が，応答スペクトルによる地震動評価に際し，断層角を南傾斜とするモデル（南傾斜モデル）を対象とした地震動評価をしていないことの合理性については，次のようにいうことができる。ａ債務者は，基本震源モデルを設定するにあたり，震源断層は横ずれ断層と推定できること，反射法探査，アトリビュート解析結果等を踏まえて，断層角については鉛直モデルを基本とする一方，断層モデルを用いた手法による地震動評価における不確かさとして，断層角が北傾斜であること（北傾斜モデル）と並んで「断層角が南傾斜８０度であること」（南傾斜モデル）を設定している（乙１１）。また，南傾斜モデルを不確かさの一つとして考慮することは，平成２１年１０月１５日に原子力安全委員会が開いた地震・地震動評価委員会及び施設健全性評価委員会第３４回ワーキング・グループ３において，出席した委員から佐田岬の隆起や中央構造線を境にして数ｍ表面で段差が見られるなどの指摘を受け，南傾斜モデルの検討を提案された経緯も窺える（甲Ｄ５４１）。そうであれば，応答スペクトルに基づく地震動評価にあっても，断層モデルを用いた手法による地震動評価における
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と同様に，南傾斜モデルを不確かさの一つとして考慮すべきであるとも考えられる。
また，債務者は，耐専式の適用において，断層面の南傾斜を想定すると，断層面が敷地に近くなり，耐専式の適用範囲からさらに外れることになる旨主張するけれども，４８０㎞ケースは鉛直モデルですら内陸補正を施さなくても耐専式の適用に耐えられること，１３０㎞ケースは５４㎞ケースとともに北傾斜モデルにつき内陸補正を適用するという限度で耐専式による評価が可能であること，１３０㎞ケースと５４㎞ケースのうち各鉛直モデルはそもそも耐専式を用いなかったこと，以上の事実が認められるから（乙１１，３１），同じケースにおいて南傾斜モデルでは北傾斜モデルや鉛直モデルの場合以上に等価震源距離が小さくなるとしても，そうだからといって，全てのケースについて南傾斜モデルが耐専式の適用範囲外であるなどと決めつけることはできないし，耐専式を除く他の距離減衰式による評価すら行わないことを可とすることができるかといえば，疑問なしとしない。ｂさればといって，４８０㎞ケースの南傾斜モデルが耐専式の適用範囲から外れる旨の債務者の主張は，等価震源距離の観点からして一定の合理性があることを否定できないものというべく，上記の場合に耐専式がなお適用可能であるかどうかは明らかではない。また，南傾斜モデルの不確かさを考慮するために，耐専式以外の等価震源距離をパラメータとする距離減衰式を適用する余地があるとしても，いずれの距離減衰式を用いれば精度よく地震動評価を得ることができるかも明らかではない。これに加えて，５４㎞及び１３０㎞の各ケースにおける鉛直モデルに耐専式を適用せず，その他距離減衰式を適用することが不合理でないといえること（上記），耐専式には他の距離減衰式にはない利点があること，断層最短距離をパラメータとするその他距
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離減衰式では断層傾斜角の不確かさを考慮し難いとされていることも踏まえると，債務者が応答スペクトルによる地震動評価において南傾斜モデルを不確かさの一つとして考慮しなかったことは一応合理的であると認められる。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
さらに，債権者らは，上記主張において，耐専式の適用に当たって内陸補正を施さないのは，新潟県中越沖地震を踏まえて短周期レベルを１．５倍する必要がある旨地震ガイドにおいて求められていることを受けたものに過ぎず，単に内陸補正を施さないだけでは不確かさの考慮として十分でない旨述べる。しかし，地震ガイドが新潟県中越沖地震を前提とした不確かさとして考慮を求めているのは，断層モデルを用いる手法による地震動評価において震源モデルを設定する際のアスペリティの応力降下量に関する指摘であって（乙３９），耐専式を適用して応答スペクトルによる地震動評価を行う場合にも当然に当てはまる求めであるとはいえない。そして，一般に，内陸補正は，耐専式が海洋プレート内地震やプレート間地震から得られたデータベースに多くを依拠していることに鑑み，応答スペクトルによる地震動評価に耐専式を適用する際，内陸地殻内地震について耐専式をそのまま適用した場合よりも全体的に小さい地震動評価を得て，もって，適正な地震動評価を行うために施される処理であると考えられるところ（乙２６９），債務者は内陸補正を施していないのであるから，より保守的に地震動評価を行っているものと一応評価することができる。この点に関する債権者らの主張は，その前提において失当であり，採用することができない。
イ断層モデルを用いた手法による地震動評価について
改訂レシピによる見直しの必要性について


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債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イａのとおり主張する。そして，⒜債務者が断層モデルを設定するに当たって基本として用いたスケーリング則である壇ほか(2011)は平均すべり量が飽和するのは断層長さ８０㎞であるとしていること（甲Ｄ１０６），⒝債務者が平均すべり量が飽和することを示した知見とする室谷ほか(2010)も地表最大変位量が飽和するのは断層長さ１００㎞程度であるとしていること（乙１６３），⒞改訂レシピはこれらの知見を踏まえて断層幅及びすべり量が飽和すると認める閾値を設定したものと窺えること（乙１７３），以上の事情を指摘することができ，それらによれば，少なくとも５４㎞ケースをもってすべり量が飽和する領域にある断層であると評価することの合理性には疑問の余地がないではない。
しかし，応力降下量の設定については，レシピにおいては，すべり量の飽和に関係なく，「震源断層の長さが震源断層の幅に比べて十分に大きい長大な断層に対して，円形破壊面を仮定することは必ずしも適当ではないことが指摘されている」ことから，そのような長大な断層についてはFujii   andMatsu’ura    (2000)による震源断層全体の応力降下量３．１Ｍ㎩を暫定値として用いる旨示されていたところ（乙３８），５４㎞ケースにおける断層長さ（５４㎞）は，断層幅１３㎞（乙１１）の４倍を上回る長さであること，改訂レシピにおいても，「断層幅のみが飽和するような規模の地震に対する設定方法に関しては，今後の研究成果に応じて改良される可能性がある」との留保が付されていること（乙１７３）に照らすと，債務者が５４㎞ケースにおける静的応力降下量として３．１Ｍ㎩を設定したことが直ちに合理性を欠くとまではいえない。また，１３０㎞ケースは，震源断層面積を基準とする限り，改訂レシピの上ではスケーリング則として断層幅と平均すべり量が飽和することを前提とするスケーリング則の適用下限値には達しないかもしれないが，
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壇ほか(2011)，室谷ほか(2010)等の知見に照らせば，断層長さの点で，すべり量が飽和する領域にあると評価することも可能である。そうであれば，債務者が１３０㎞ケースにおける静的応力降下量として３．１Ｍ㎩を設定したことが直ちに合理性を欠くともいえない。もちろん，レシピが改訂レシピに改められた経緯やその過程で行われた議論の経緯，改訂レシピにおいてスケーリング則を使い分ける閾値を地震モーメントの値ではなく震源断層面積をもって代えることの可否，改訂レシピが強震動評価の目安ないし手法の一つであるにとどまらず，これに沿わない設定について直ちにその合理性を失わせるほどの確実性を有するかどうかによっては，静的応力降下量をめぐる債務者の設定が合理性を欠くものと評価される余地があるけれども，それには，レシピの改訂に携わった地震本部の担当者，地震学者，審査に携わった原子力規制委員会の関係者等の証人尋問を経るなどして慎重に見極めるべき筋合いのものであって，その見極めは本件のような保全手続にはなじまないものといわねばならない。
この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。なお，債権者らは，レシピの改訂に関連して，６９㎞ケースを別途検討することが必要であるとも主張するけれども，同主張も，FujiiandMatsu’ura(2000)を基にした断層全体の静的応力降下量３．１Ｍ㎩を設定することの相当性のなさを前提とした主張であるから，上記説示に照らし，採用することができない。
平均応力降下量及びアスペリティの応力降下量の設定について債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イｂのとおり主張する。
もっとも，上記主張のうち，債務者において，すべり量が飽和するとの知見を採用したこと，地震規模を想定するに当たり中央構造線の長期
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評価が採用した地表すべり量（７ｍ）によらなかったこと，以上２点の想定の合理性欠如をいう点については，上記説示のとおりであって，採用することができない。
債権者らの上記主張のうち，断層モデル解析で地震動評価を行う際の主なパラメータ中，平均応力降下量及びアスペリティの応力降下量をそれぞれ設定するに当たり，壇ほか(2011)の値をそのまま採用することは，①平均応力降下量につき，本件の検討用地震の断層幅１３㎞に即して引き直されていない点で合理性がなく，②アスペリティの応力降下量につき，壇ほか(2011)で求められている値が過去の国内の内陸地殻内地震で算出された複数のアスペリティの応力降下量に比べて明らかに小さい点で合理性がない旨をいう点については，次のようにいうことができる。ａそもそも，壇ほか(2011)は，Irie    etal.(2010)が得た平均動的応力降下量，震源断層面積及び地震モーメントとの関係式をもとに，横ずれ断層による内陸地震の平均動的応力降下量３．４Ｍ㎩，アスペリティの応力降下量１２．２Ｍ㎩を算出し，もって，活断層長さ，地震発生層の深さの条件を与えて断層面積を設定すれば，平均動的応力降下量，アスペリティの動的応力降下量として上記各定数を使うなどすることによって，長大な横ずれ断層による内陸地震の強震動予測用の断層パラメータ算定手順を提案する内容のものであることが認められる（甲Ｄ１０６）。
そうであれば，壇ほか(2011)の趣旨は，少なくとも平均応力降下量とアスペリティの応力降下量に関する限り，これらを既定値として与えることを提唱したという点にあるものというべきであって（乙１８０），壇ほか(2011)が提唱する上記各既定値は，個々の断層モデルの設定に当たり，当該断層の断層幅や断層長さに応じた引き直しをすることをそもそも予定されていない数値といわねばならない。
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ｂまた，壇ほか(2011)が検討に用いた国内外の合計２２の地震の中には，平均応力降下量やアスペリティの応力降下量が壇ほか(2011)が提唱する平均応力降下量３．４Ｍ㎩やアスペリティの応力降下量１２．２Ｍ㎩を上回るものが複数あること（甲Ｄ１０６，Ｄ１３２，Ｄ３２２），上記地震以外にも，国内の地震のうちにはアスペリティの応力降下量が１２．２Ｍ㎩を上回るものの存在が指摘されていること（甲Ｄ１３３，Ｄ１３４，乙２５６）が窺える。


しかし，壇ほか(2011)が，あくまでも，長大の横ずれ断層における強震動予測に供される断層パラメータを算定することを可能にするために平均応力降下量及びアスペリティの応力降下量を先験的に定めることを目的としていることは上記ａで説示したとおりであるから，そうだとすると，これらの数値は平均値であるものというべく，実際の地震の中にその数値を下回るものや上回るものが存在するのは，むしろ当然であるといわなければならないから，上記指摘に係るデータが存在するからといって，壇ほか(2011)が提唱する平均応力降下量やアスペリティの応力降下量の値が過小に定められているということにはならない。
ｃさらに，壇ほか(2011)が検討に用いた地震のうち，国内の地震のデータのみを抽出し，平均動的応力降下量とアスペリティの動的応力降下量の各相乗平均を求めたところ，壇ほか(2011)のそれを上回る数値が得られた旨指摘する見解もあるけれども（甲Ｄ３２７），当該見解も，上記のとおり数値を算出してみせる一方で，日本の地震データでは濃尾地震が最大であり，長大断層の規模のデータがやや不足しているため，日本以外の地震を含めた動的応力降下量及びアスペリティの動的応力降下量，すなわち，壇ほか(2011)と同じ数値を用いて断層パラメータの算定に用いる旨結論していることが認められ（甲Ｄ３２－249－
７），日本国内の地震データのみを基に算出された動的応力降下量とアスペリティの動的応力降下量を何らの留保なく実用に充てることを躊躇していることが明らかである。そうであれば，上記見解があるからといって，壇ほか(2011)の値を使うことが過小評価につながるものと決めつけるには至らない。
実際，壇ほか(2011)は，壇ほか(2012)等によって，国外の地震であるとはいえ実際の観測記録でその信頼性が検証されているのは事実であるし，具体的に壇ほか(2011)が過小評価である旨明快に指摘する知見も見当たらない。むしろ，壇ほか(2011)の平均応力降下量３．４Ｍ㎩及びアスペリティの応力降下量１２．２Ｍ㎩は，改訂レシピにおいて断層幅及び平均すべり量とが飽和する断層の地震を対象に暫定的に与えることとされているFujiiand   Matsu’ura(2000)の平均応力降下量３．１Ｍ㎩及びそれを基にした場合に求まるアスペリティの応力降下量約１４．４Ｍ㎩と近似する数値であることが認められる（乙１７３）。
ｄもとより，債務者は，原子力規制委員会から，１５㎞の断層幅を想定している壇ほか(2011)が異なる断層幅に対しても適用できるのか説明を求められたことを受け，「伊方発電所地震動評価震源を特定して策定する地震動（中央構造線断層帯地震動評価）と基準地震動の策定添付資料」を作成しているところ（乙１７９），それによれば，断層長さごとの各基本モデルは，断層幅１５㎞を仮定した壇ほか(2011)の回帰曲線の付近にあって平均的といえること，北傾斜モデルのうち４８０㎞と１３０㎞の各ケースでやや大きめではあるが，データのばらつきの範囲内にあることから，地震モーメントの設定値は適切なレベルにあり，壇ほか(2011)の関係式の適用は可能と判断するなどとして，断層幅約１３㎞の中央構造線断層帯に壇ほか(2011)を適用
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しても問題ないことを債務者が検証・確認していることが認められ，原子力規制委員会も，その旨審査で確認したというのである（乙１８０）。
ｅ確かに，最近，新潟県中越沖地震における応力降下量のデータを踏まえ，これを単なる不確かさの考慮要素の一つとしてではなく，断層モデルの設定において上記応力降下量２５Ｍ㎩を一律に採用することが提案されていること（甲Ｄ５６６），又はそのようにしない場合に，元になる断層パラメータの数値が小さければ不確かさの要素として考慮したのでは足りないのではないかとの懸念が表明されていること（甲Ｄ５６７の１），以上の事実が認められるけれども，その提案や懸念が断層モデルを用いた手法による地震動評価の手法として一般的なコンセンサスを得ているとまで認めるに足りる資料は一件記録中には見当たらない。
ｆしてみると，債務者が壇ほか(2011)の応力降下量３．４Ｍ㎩及びアスペリティの応力降下量１２．２Ｍ㎩を用いたことが合理性を欠くとまではいえない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
債務者が４８０㎞ケース及び１３０㎞ケースに入倉・三宅(2001)を適
用しなかったことについて
債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イｃのとおり主張する。そして，レシピ上，入倉・三宅(2001)の適用範囲は，７．５×１０１８Ｎ・ｍ≦地震モーメントＭｏ≦１．０×１０２１Ｎ・ｍ（適用上限）とされているところ（乙３８），４８０㎞ケースの鉛直モデルにおける震源断層面積は６１２４㎢であって（乙１１，３１），この震源断層面積の値は，入倉・三宅(2001)の適用上限となる地震モーメントに対応する震源断層面積４２４０㎢（Ｍｏ＝１．０×１０２１Ｎ・ｍを入倉・三宅－251－


(2001)により換算した数値）を上回るのに，壇ほか(2011)によった場合の地震モーメントは５．３０×１０２０Ｎ・ｍであって（乙１１，３１），地震モーメントの値を見る限り，入倉・三宅(2001)の適用範囲内ということになる。また，長大な断層の最大の地震規模を推定する方法として入倉・三宅(2001)の適用を指摘する知見も存在する（甲Ｄ１２４）。しかし，レシピは，上記知見（甲Ｄ１２４）が著された後に改訂レシピに改められたところ，改訂レシピにおいては，入倉・三宅(2001)の適用範囲は，地震モーメントＭｏ≦１．８×１０２０Ｎ・ｍとされ，地震モーメントがそれを上回るときは，Murotaniet    al.（2015）を適用することとされているから（乙１７３），それによれば，４８０㎞ケース鉛直モデルは，震源断層面積（地震モーメントを入倉・三宅(2001)により換算した数値）の点においても，また，壇ほか(2011)を適用した場合の地震モーメントの点においても，入倉・三宅(2001)の適用範囲外となる。このように，４８０㎞ケースが入倉・三宅(2001)の適用になじまないことは，同ケースが断層幅もすべり量も飽和しているとの知見を踏まえたものであるところ，改訂レシピが断層幅と平均すべり量の両方が飽和している場合は入倉・三宅(2001)ではなく，Murotaniet    al.(2015)の適用を推奨していることにも沿うものである。その上，改訂レシピによれば，地震モーメントＭｏ＝５．３０×１０２０Ｎ・ｍに適用されるべきスケーリング則はMurotaniet   al.(2015)となるところ，同スケーリング則は，壇ほか(2011)とも整合的であるというのである（乙３１）。してみると，債務者が４８０㎞ケースのスケーリング則として入倉・三宅(2001)を適用しなかったのは，最新の知見に基づく改訂レシピの内容に沿うものというべく，結果として合理性があるといわねばならない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。また，債権者らは，債務者が１３０㎞ケースのスケーリング則として－252－
入倉・三宅(2001)を適用しなかった点についても合理性を欠くかのような主張もするけれども，同ケースについて債務者が基本として採用した壇ほか(2011)によって求まる地震モーメントと入倉・三宅(2001)によって求まるそれとは極めて整合的であることが認められるから（乙３１），債務者が１３０㎞ケースについて入倉・三宅(2001)を適用しなかったからといって，そのことが合理性を欠くとはいえない。この点に関する債権者らの主張も採用することができない。
５４㎞ケースでの入倉・三宅(2001)による過小評価の可能性について債務者は，断層モデルを用いる手法による地震動評価に当たり，５４㎞ケースについて，スケーリング則として，４８０㎞ケース及び１３０㎞ケースと同様に壇ほか(2011)を適用することを基本としつつ，あらかじめ基本震源モデル（鉛直モデル）に織り込む不確かさとして入倉・三宅(2001)を適用することにしたこと（乙１１，３１）   ，入倉・三宅(2001)は震源断層面積を用いて地震モーメントを推定する経験式であること（乙１７３），上記モデルに入倉・三宅(2001)を適用した結果，地震モーメントは２．７４×１０１９Ｎ・ｍ（Ｍｗ６．９）となり，レシピ及び改訂レシピによる限り，いずれも入倉・三宅(2001)の適用が可能な範囲に収まっていること（乙１１，３１），以上の事実が認められる。一方，債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イｄのとおり主張する。そして鉛直モデルにつき，スケーリング則として入倉・三宅(2001)を適用することをめぐり，以下の事実が一応認められる。ａ島﨑元委員長代理は，平成２６年９月に原子力規制委員会委員を退任した。
ｂ上記ａの後，島崎元委員長代理は，厚さ１４㎞の地震発生層中の垂直な断層を仮定した場合，入倉・三宅(2001)を変形して得られる式の係数が，武村式(1998)や山中・島﨑(1990)が示す式（以下「山中・島－253－
﨑式」という。）の係数の４分の１程度となり，同じ断層長さで比較すると，入倉・三宅(2001)は武村式(1998)等の４分の１程度の地震モーメントしか導かないことから，入倉・三宅(2001)を高角度の断層で用いると地震モーメントが過小評価される傾向があり，大地震の地震モーメントの推定には入倉・三宅(2001)を用いるべきではないなどと指摘するようになり，それが新聞に報道される事態ともなった（甲Ｄ１０５，Ｄ３１１，３１２，３１４，３１５，３１８）。ｃこれを受け，原子力規制委員会の田中委員長及び石渡明委員は，平成２８年６月１６日，島﨑元委員長代理と面会した。その席上，島﨑元委員長代理は，入倉・三宅(2001)を武村式（1998）や山中・島﨑式と比較した場合の上記問題点を指摘するとともに，２０１６年熊本地震（以下「熊本地震」という。）に係る国土地理院の暫定的な解で計算した断層面積を入倉・三宅(2001)に代入すると，地震モーメントと断層のずれの量が，実際の値に比べ非常に小さくなるとして，入倉・三宅(2001)を使う限り，震源の大きさは過小評価される旨述べた。その上で，島﨑元委員長代理は，大飯発電所における地震動評価の対象となっている断層が鉛直モデルであるところ，入倉・三宅(2001)が適用されているとして，入倉・三宅(2001)とは別の式による再計算の必要性を指摘した（甲Ｄ３１９，３２０）。
そして，原子力規制委員会は，同月２０日に開かれた平成２８年度第１６回会議において，上記面会結果を踏まえ，大飯発電所の地震動評価について再計算を行うこととした（甲Ｄ３２０）。ｄ入倉・三宅(2001)を提唱した入倉名誉教授は，平成２８年６月１６日付毎日新聞に掲載されたインタビューの中で，「（入倉・三宅(2001)は）地震規模の算定に有効だと科学的に確認されている。ただ，地震の揺れの予測に使う場合には，断層面が垂直に近いと地震規模が
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小さくなる可能性はある。」などと述べた（甲Ｄ４１８）。ｅ纐纈教授は，震源断層の幅は活断層調査で得ることは難しく，「大地震の震源断層は小地震による地震発生層内に収まる」という仮定に基づいて決められる旨，熊本地震付近の地震発生層は下限１５㎞程度とされているが，実際の震源断層の下端は約１６㎞であった旨，したがって，震源断層の幅を地震発生層の下限で打ち切ると面積は過小評価されてしまう旨を指摘する（甲Ｄ５６２）。そうしたところ，長期評価では地震発生層下限深さが微少地震の震源分布から評価されているが，大地震時に断層下端がそれよりも深くなる可能性はあるものの，それがどこまで深くなるかという知見が今までにほとんど得られていないとの指摘もある（甲Ｄ５６４）。
ｆもっとも，平成７年以降に発生した国内の内陸地殻内地震（Ｍｗ５．４～６．９）のデータを用いて震源パラメータに係る既往のスケーリング則の再評価を行ったところ，断層破壊面積と地震モーメントの関係は，Ｍｗ６．５以上の場合に入倉・三宅(2001)とよく一致することが確認されている（乙２５６）。また，熊本地震を経た後も，入倉・三宅(2001)がスケーリング則として誤っているとまで指摘する見解は見当たらないし（甲Ｄ３２０），纐纈教授も入倉・三宅(2001)が熊本地震の値をほぼ再現でき，回帰式として誤りがないことを認めている（甲Ｄ５６２）。
以上の事実が一応認められる。
上記認定事実によれば，入倉・三宅(2001)は，Ｍｗ６．５以上の規模の地震につき，実測されたデータを当てはめるとよく一致し，これを誤りであると喝破する見解も見当たらないというのであるから，震源断層面積と地震モーメントとの関係を表す経験式としては今なお一定の信頼を置くことができるものといってよい。現に，地震本部は，改訂レシピ
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においても，過去の地震記録などに基づき震源断層を推定する場合や詳細な調査結果に基づき震源断層を推定する場合には所定の規模の地震モーメントを算出する手法として入倉・三宅(2001)を用いる旨を謳っている（乙１７３）。しかるに，入倉・三宅(2001)，武村式（1998）及び山中・島﨑式を，地震発生層及び断層長さが同じで断層角を９０度とした場合の地震モーメントを比較する式に変形すると，入倉・三宅(2001)の係数は，後二者のそれよりも４分の１程度小さくなるというのである。そのことは，要するに，震源断層面積として同じ値を与える限り，入倉・三宅(2001)は常に後二者よりも地震モーメントとして小さい値を返すということにほかならず，入倉名誉教授のコメント（上記ｄ）も，上記の点を承認する趣旨のものと解することができる。そうであれば，５４㎞ケースのように，中央構造線の長期評価の上では地表の活断層長さが明確に見当たらない（乙３３）場合であって，したがって，過去の地震記録等又は詳細な調査結果に基づき震源断層を推定するほかない場合に地震規模を推測するに当たっては，そもそも改訂レシピによらず入倉・三宅(2001)を適用しないこととするか，又は改訂レシピに沿って入倉・三宅(2001)を適用するけれども，震源断層面積，なかんずく一定の断層長さを想定する場合には断層幅を保守的に設定し，もって，入倉・三宅(2001)が内包する上記問題点が地震動評価に現れないように工夫するよりほかないものというべきである。
これを，債務者が５４㎞ケースにおいて入倉・三宅(2001)を適用したことの合理性について検討すると，次のようにいうことができる。⒜債務者は，地震発生層上端深さについて，①気象庁一元化震源をもとにした本件敷地を中心に半径約１００㎞の範囲内において５０㎞以浅で発生した内陸地殻内地震の震源深さ（２～１２㎞），②本件敷地周辺及びその近傍において平成９年１０月から平成２３年１２月まで
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の間に発生した深さ２５㎞以浅の地震を対象とするＤ１０％の評価（５～６㎞），③深部ボーリングにおけるＰＳ検層（ダウンホール法）によって求めた地盤のＰ波速度Ｖｐ，本件敷地周辺における屈折法地震探査結果によって本件敷地及びその前面海域の地下１．５～２㎞を下端として広がる三波川変成岩類について求めたＰ波速度（Ｖｐ＝６㎞／秒となる層上面は得られなかったこと）及び中央構造線断層帯周辺（ただし，四国東部）のＶｐ＝６㎞／秒相当層の深さに関する知見（５㎞程度），④本件敷地付近における中央構造線断層帯を三波川変成岩類と領家花こう岩類の会合部と捉えた場合における上記屈折法地震探査結果に基づくその上端深さ（２㎞程度），以上の諸点を比較検討し，内陸地殻内地震の地震動評価で用いる地震発生層上端深さを２㎞と設定したことが認められる（乙１１）。
また，債務者は，地震発生層下限深さについて，①上記気象庁一元化震源をもとにした検証，②地震波トモグラフィ解析の結果得られた，地震発生層の下限深さとなる高温領域の存在を示唆する高Ｖｐ／Ｖｓ比領域（ＶｓはＳ波速度）の上端（すなわち，低Ｖｐ／Ｖｓ比領域の下限）深さ（１５㎞），③本件敷地周辺のキュリー点深度（岩石が磁性を失う温度に達する深度）に関する知見（約１１㎞）及び断層面下端深度とキュリー点深度との相関関係に関する知見による仮説（１６．５㎞），④本件敷地周辺におけるキュリー点深度との比から算出した地殻熱流量や深部ボーリングの掘削で得られたデータを用いて算出された地殻熱流量の値を基に推定されるＤ９０％の深度（１５㎞程度），⑤中央構造線の長期評価が示す中央構造線断層帯の地震発生層の下限深さ（概ね１５㎞），以上の諸点を比較検討し，内陸地殻内地震の地震動評価で用いる地震発生層下限深さを１５㎞と設定したことが認められる（乙１１）。
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してみると，債務者は，地震発生層の上端及び下端のいずれについても，複数の観点から実測値，知見に基づく仮説を総合して設定したものといってよいし，その設定結果も保守的であるといって差し支えないから，債務者が設定した地震発生層の厚さ，すなわち，鉛直モデルにおける１５㎞－２㎞＝１３㎞という断層幅の設定も，一応合理的であるといえる。そして，原子力規制委員会は，大飯発電所の地震動評価に対する審査に当たり，入倉・三宅(2001)が他の関係式に比べて同じ断層長さに対する地震モーメントを小さく算出する可能性を有していることにも留意して，断層の長さや幅等に係る保守性の考慮が適切になされているかという観点で確認していたことが一応認められるところ（甲Ｄ４１１，Ｄ４１２，乙２５４），本件申請に対する審査についても，同様の姿勢で臨んでいたものと推認することができる。⒝また，債務者は，５４㎞ケースの鉛直モデルについて，基本的に壇ほか(2011)をスケーリング則として採用し，入倉・三宅(2001)をあくまでも不確かさとして基本震源モデルに織り込む位置付けでのみ適用している上（乙１１，３１），基本として用いた壇ほか(2011)によって上記モデルの地震モーメントを５．８４×１０１９Ｎ・ｍ（Ｍｗ７．１）と推定しているところ，このようにして求められた地震モーメントは，入倉・三宅(2001)で求まる地震モーメント２．７４×１０１９Ｎ・ｍの２倍を上回っており，実際，債務者は，壇ほか(2011)によって求まった地震モーメントを使って地震動評価を行っている。しかも，壇ほか(2011)によって求まった地震モーメントに対応するモーメントマグニチュードの値は，応答スペクトルに基づく地震動評価におけるＭｗ７．２に概ね整合する。
⒞また，５４㎞ケース鉛直モデルに入倉・三宅(2001)を適用し，アスペリティ応力降下量を１．５倍したケース（Ｍｏ＝２．７４×１０１９－258－
Ｎ・ｍ（Ｍｗ６．９））の地震動評価の最大加速度は，ＮＳ：４５８，ＥＷ：３７１，ＵＤ：１７８であるのに対して，５４㎞ケース鉛直モデルに壇ほか(2011)を適用し，アスペリティ応力降下量を２０Ｍ㎩としたケースと同等の地震動評価となるとしている４８０㎞ケースの鉛直モデルに壇ほか(2011)を適用し，アスペリティ応力降下量を２０Ｍ㎩としたケースの地震動評価の最大加速度は，ＮＳ：４５６，ＥＷ：４７８，ＵＤ：１９５であったことが認められる（乙１１）。しかも，壇ほか(2011)を適用するに当たって債務者がした応力降下量の設定が不合理であるとまではいえないことは上記説示のとおりであり，ほかに一件記録を精査しても，壇ほか(2011)にスケーリング則として過小評価をもたらすことを窺わせる資料も見当たらない。そうであれば，入倉・三宅(2001)によると地震モーメントこそ壇ほか(2011)よりも小さいけれども，最終的な地震動評価としては保守性が確保されていると考える余地がある。
⒟加えて，入倉・三宅(2001)の上記問題点は，その内容に照らすと，武村式（1998）及び山中・島﨑式と係数を比較すれば容易に明らかになる類のことがらであり，そのことは，債務者が平成２５年７月８日に本件申請をした際も同様であったはずである。また，島﨑元委員長代理は，本件申請の当時から平成２６年９月に退任するまで原子力規制委員会委員の立場にあったのであるから，債務者が５４㎞ケースへ入倉・三宅(2001)を適用していることをその在任中に認識できなかったとは考え難い。それなのに，一件記録を精査しても，島﨑元委員長代理において，上記退任に至るまで，債務者による５４㎞ケースへの入倉・三宅(2001)の適用が地震動評価を過小ならしめる旨問題提起した事実を認めるに足りる資料は全くない。
⒠してみると，入倉・三宅(2001)そのものには上記のとおりの問題点
－259－
が指摘できることを考慮したとしても，債務者が５４㎞ケースの鉛直モデルについて入倉・三宅(2001)を適用したことが合理性を欠くものとはいい難い。
もちろん，この点について確信を得ようとするならば，島﨑元委員長代理が原子力規制委員会委員を退任した後になって入倉・三宅(2001)の問題点を指摘して，これを用いてきた地震動評価の再計算を促すことにした動機や経緯，島﨑元委員長代理の指摘を受け，地震本部が過去の地震記録等や詳細な調査結果に基づき震源断層を推定する場合における地震モーメントの算出手法として入倉・三宅(2001)を挙げている改訂レシピの再改訂作業を行っていることの有無やその進捗状況，仮に再改訂に至っていない場合はその背景となる事情，島﨑元委員長代理の指摘を受けた後，本件申請に対する審査における原子力規制委員会での議論の内容や判断に至る機序等をめぐり，島﨑元委員長代理はもとより，地震本部において改訂レシピの再改訂作業に携わる地震学者や担当者，本件申請の審査に当たった原子力規制委員会の他の委員や担当者等に対する証人尋問による慎重な吟味を待つほかない。しかし，それは，本件のような保全手続にはそもそもなじまない。いずれにしても，この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
スケーリング則のばらつきについて
債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イａのとおり主張する。
しかし，断層モデルを用いた手法による地震動評価において地震規模を算出するスケーリング則として債務者が採用した壇ほか(2011)，Fujiiand    Matsu’ura（2000），入倉・三宅(2001)は，いずれも国内外で発生した現実の地震において観測された記録から得られた経験式であ
－260－
ることが認められるところ（乙３１，３７），地震動評価の過程でこれらの経験式を用いて地震規模を推測しようとする場合に，当該経験式そのものが内包する不確かさをそのまま考慮しないからといって，直ちにそのような地震動評価が合理性を欠くとまでいえないことは，松田式や武村式(1990)と何ら異ならない。債権者らの上記主張は，上記アの説示に照らし，採用することができない。
グリーン関数法の適用について
債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イｂのとおり主張する。そして，債務者が経験的グリーン関数法による評価に当たり要素地震としたのは芸予地震の余震である安芸灘の地震（Ｍ５．２）であるところ，同地震は海洋プレート内地震であったことが認められる（審尋の全趣旨）。


しかし，債務者は，要素地震とした上記地震が，敷地前面海域の断層群から外れた場所を震源としていることから距離補正を，上記地震が海洋プレート内地震であったことから，内陸地殻内の媒質（地震モーメント，応力降下量等）への補正を，それぞれ行った上で経験的グリーン関数法を適用していること，グリーン関数法による評価を行うに先立って，経験的グリーン関数法と統計的グリーン関数法とによる評価をそれぞれ実施して両者の比較を行った結果，原子炉容器，蒸気発生器等の主要な設備の固有周期と重なる周期０．１秒付近以下に着目すると経験的グリーン関数法による評価の方が厳しい評価となったため，経験的グリーン関数法を評価に用いるとしたこと，以上の事実が認められる（乙１１，３１）。しかも，債権者らが指摘する南北方向の周期０．３秒以上については，基準地震動Ｓｓ－１によってカバーされていることが認められる（審尋の全趣旨）。
そうであれば，債務者がグリーン関数法を用いて行った地震動評価は，
－261－
重要施設の耐震安全性を確保するという観点からは必ずしも不合理であるとはいえない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
不確かさの考慮の十分性について
債権者らは，上記第３の３⑴債権者らの主張欄イｃのとおり主張する。そして，債務者は，断層モデルを用いた手法による地震動評価において考慮した不確かさのうち，①応力降下量（短周期レベル）を１．５倍又は２０Ｍ㎩とする点，②北傾斜モデル，③南傾斜モデル，④破壊伝播速度を１．０Ｖｓとすること，⑤アスペリティ平面位置を敷地正面のジョグに配置すること，以上５点については，基本震源モデルに織り込まず，また，相互に重畳させることなく考慮していることが認められる（乙１１）。
ところで，設置許可基準規則解釈別記２は，「基準地震動の策定過程に伴う各種の不確かさ（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）については，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について分析した上で，必要に応じて不確かさを組み合わせるなど適切な手法を用いて考慮すること」としている。そして，債務者は，上記５点以外の不確かさ，すなわち，⑥地震発生層の上端深さ・下端深さについては，いずれも複数の観点からする計測結果や知見を組み合わせた上，そもそも保守的に考慮した数値をあらゆる震源モデルについて共通で使うことによって，⑦震源断層長さ，アスペリティ深さ，破壊開始点，スケーリング則については，基本震源モデルに織り込むことによって，⑧地震動評価手法については経験的グリーン関数法に加えて統計的グリーン関数法も用いて両者の結果を比較す
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ることによって，結果として重畳的に考慮されていることが認められる（乙１１，３１）。設置許可基準規則解釈別記２の要請や，債務者が実際に上記⑥ないし⑧で見たような各不確かさの考慮のありように照らすと，上記①ないし⑤の不確かさも，これらを全て重畳させて考慮するのが自然であるように考えられないではない。
しかし，当該敷地における地震動の大きさは，震源特性，伝播特性，増幅（サイト）特性の３つの特性によって左右されることが知られており（乙２６９，審尋の全趣旨），地震ガイドは，「地震動評価においては，震源特性（震源モデル），伝播特性（地殻・上部マントル構造），サイト特性（深部・浅部地下構造）における各種の不確かさが含まれるため，これらの不確実さ要因を偶然的不確実さと認識論的不確実さに分類して，分析が適切になされていることを確認することを求めている。そうであれば，地震動評価に際しては，不確かさを単純に重畳させるのではなく，不確かさの要因を分類，分析して，これを適宜組み合わせ，もって，不確かさの項目ごとに地震動評価に与える影響を明らかにすることがそもそも求められているものと解するのが相当である。そこで，上記①ないし⑤の各不確かさについて，その要因を分類し，それぞれが地震動評価に与える影響の大きさを検討すると，次のようにいうことができる。
ａ応力降下量（短周期レベル）について
一件記録によれば，地震ガイドには，「アスペリティの応力降下量（短周期レベル）については，新潟県中越沖地震を踏まえて設定されていることを確認する」ことが求められていること（乙３９），新潟県中越沖地震にあっては，観測された地震動を再現する震源断層モデルを仮定し，震源における地震動モデルを推定し，経験的に得られている地震規模と地震動の大きさの関係を比較したところ，震源におい
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て通常の１．５倍程度強い揺れを生じる地震であることが認められた旨の知見が得られていること（乙２５），以上の事実が認められる。そうすると，標記の不確かさは，地震ガイドの求め及び新潟県中越沖地震において得られた知見に基づくものといってよい。そして，上記知見の内容からすると，新潟県中越沖地震において１．５倍程度に及ぶ揺れの増幅をもたらしたのは震源の影響とみるのが自然であるから，上記不確かさは震源特性に分類すべき筋合いである。しかるに，新潟県中越沖地震の震源断層は逆断層型であったことが分かっているが（乙２５），そのような断層の構造は，各種調査や知見を総合した結果，敷地前面海域の断層群を含む中央構造線断層帯が右横ずれ断層型であると認められることと明らかに異なる。しかも，横ずれ断層型の内陸地殻内地震における短周期レベルの大きさは，逆断層型の内陸地殻内地震のそれよりも有意に小さいことが指摘されていることが認められる（乙２６０）。
そうであれば，敷地前面海域の断層群を含む中央構造線断層帯が，新潟県中越沖地震の震源と同じような震源特性を有し，実際に新潟県中越沖地震に匹敵する短周期レベルの揺れを生じる可能性は自ずと小さいものと考えることには一応の合理性があるということができる。
ｂ北傾斜モデルについて
敷地前面海域の断層群を含む中央構造線断層帯は，横ずれ断層を主体としていることが認められるところ（乙３３）。そのような場合，変動地形学的な観点，地震学的な観点，実際に発生した地震の解析結果によれば，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とされていることが一応認められる（乙１１）。そのことは，中央構造線の長期評価において，「石鎚山脈北縁－愛媛北西部」につき「高角度」と，「伊予灘」につき「高角度北傾斜」と指摘されているこ
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ととも整合する（乙３３）。


もっとも，債務者は，中央構造線断層帯の特徴として断層面が３０度ないし４０度北傾斜している可能性を示唆する複数の知見や，実際に敷地前面海域の地質境界断層としての中央構造線の断層面が北に傾斜している可能性を示すデータ等が存在することに基づき，北傾斜モデルを不確かさとして考慮することにしたものと認められる（乙１１，３１）。
そうであれば，債務者において，横ずれ断層における断層角に見られる基本的な性質や実際に行った各種調査に基づくアトリビュート解析に基づいて，中央構造線断層帯の断層傾斜角を鉛直とするのを基本とし，これが北傾斜となっている可能性を相応に小さく見たことには一応の合理性があるというべきである。
ｃ南傾斜モデルについて
上記ｂで説示したところに加え，応答スペクトルによる地震動評価に当たり，南傾斜モデルを不確かさの一つとして考慮しなかったことに一応の合理性が認められることは，上記アｂで説示したとおりであるから，これらの事情に照らすと，債務者において，敷地前面海域の断層群を含む中央構造線断層帯の震源断層が南に傾斜している可能性が有意に小さいと考えたことには一応の合理性があるということができる。
ｄ破壊伝播速度について
レシピも改訂レシピも，原則として，地震動を評価する際の平均破壊伝播速度Ｖｒについては，これをＳ波速度Ｖｓとの関係式であるＶｒ＝０．７２Ｖｓで推定することとしている（乙１７３）。もっとも，改訂レシピ中には，近年の研究においては，上記係数０．７２よりも大き目の値が得られていることが示唆されているところ（乙１７３），
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債務者は，長大断層における破壊伝播速度に関する複数の知見を踏まえ，改訂レシピ中に示された係数０．７２を基本に据えつつ，断層長さに応じた不確かさとして上記係数０．７２よりも大きい係数を考慮したものと認めるのが相当である（乙３１）。
そうであれば，債務者において，破壊伝播速度が実際に０．７２Ｖｓを超える可能性を相対的に小さく見積もることには相応の合理性があるものといって差し支えない。
ｅアスペリティ平面位置について
債務者が行った文献調査，音響測深，海上音波探査（反射法音波探査），屈折法地震探査等の結果によると，敷地前面海域の断層群中，本件敷地のほぼ正面に当たる部分に，重信引張性ジョグ，串沖引張性ジョグ，三崎沖引張性ジョグとは別に，これらに準じる構造を持つジョグ（以下「伊方沖引張性ジョグ」という。）の存在が認められる（乙１１）。ジョグは，通常，変位量が低減する区域であるとされていることもあって（乙３１），この部分にアスペリティが存在することは想定し難い旨も指摘されている（乙１１）。そこで，債務者は，断層モデルを用いた手法による地震動評価に当たり，上記各種調査結果から得られたジョグの位置データに基づき，本件敷地の正面にはアスペリティを配置しないことを基本としつつ，伊方沖引張性ジョグにもアスペリティが存在する可能性を考慮して，アスペリティ平面位置を本件敷地前面に配置することとしたものと認められる（乙１１，３１）。
そうであれば，各種調査によって認められた伊方沖引張性ジョグの存在及びこれと本件敷地との位置関係並びにジョグにアスペリティが存在する可能性をめぐる知見に照らすと，本件敷地正面にアスペリティが存在する可能性が有意に小さいものと考えることには一応の合理
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性があるというべきである。
ｆ上記ａないしｅで検討したところによれば，上記①ないし⑤の各不確かさは，実際に債務者が行った調査や基にした知見に照らし，各々，その不確かさの程度において相応に小さいものにとどまり，したがって，これら５点の不確かさの数点又は全部が重畳することによって本件敷地をめぐる断層モデルを用いる手法による地震動評価に影響を与える可能性もまた小さいものと考えることができる。そうであれば，債務者が上記①ないし⑤の各不確かさを基本震源モデルに織り込まなかったからといって，直ちに合理性を欠くとまではいえない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。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）の想定の相
当性について
ア南海トラフから琉球海溝までの連動を想定する必要性について債権者らは，上記第３の３⑵債権者らの主張欄アのとおり主張する。そして，南海トラフから琉球海溝までが連動するプレート間地震の発生可能性を示唆したり，債務者が検討用地震として選定した内閣府検討会が提唱した南海トラフの巨大地震（陸側ケース）（Ｍ９．０）は考え得る最大の地震とはいえない旨指摘する見解がみられる（甲Ｄ１４２，Ｄ１４７，Ｄ１４８，Ｄ１５１，Ｄ１５２）。また，津波ガイドには，「プレート間地震に起因する津波の波源設定の対象領域の例示」の下に，プレート間地震に起因する津波波源の設定は，３つの領域が対象となる旨指摘した上，その３つの領域の一つとして，「南海トラフから南西諸島海溝沿いの領域（最大Ｍｗ９．６程度）」が挙がっていることが認められる（乙１５６）。しかし，債務者が南海トラフの巨大地震を検討用地震として選定したのは，その候補となる地震のそれぞれについて応答スペクトルの方法による地震動評価を比較検討した結果であって（前提事実），その過程に不合理
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な点は見当たらない。また，津波ガイドの上記指摘は，あくまでも津波波源の設定対象となる領域及び当該領域を津波波源とした場合に想定される地震規模の参考値を例示したものに過ぎず，その指摘をもって直ちに強震断層モデルの断層パラメータを設定しなければならないとは限らない（乙１５６）。さらに，南海トラフの巨大地震（陸側ケース）で想定されている震源断層と，南海トラフから琉球海溝までが連動した場合の震源断層を比較すると，後者の範囲は前者の範囲を本件敷地からさらに離隔する方向へ延長したものであることが明白であり（乙２５９，審尋の全趣旨），そうであれば，震源断層の範囲が離隔することによって本件敷地に影響する地震動の大きさは減衰するものと見込まれるというのが素直な理解である。なるほど，琉球海溝までの連動を前提とし，したがって，上記連動に係る分だけ本件敷地と離隔することにより，地震動が本件敷地に到達するまでに具体的にどの程度地震動が減衰するか，その数値を一件記録から一義的に見いだすことはできないが，さればといって，上記の見込みが相応の合理性を有することまで否定し去ることはできない。しかも，内閣府検討会の提唱した南海トラフの巨大地震は，東京大学名誉教授・阿部勝征を座長とし，高知大学大学院総合人間自然科学研究科教授・岡村眞，独立行政法人産業技術総合研究所活断層・地震研究センター長・岡村行信，島﨑元委員長代理ら専門家において構成される内閣府検討会において，次に発生する可能性の高い強震断層モデルを検討したものではなく，南海トラフで発生し得る巨大地震の強震断層モデルを構築した結果であって，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ことが認められるから（乙２５９，２７２），上記提唱に係る地震が，その標榜するところに反し，想定すべき最大クラスの地震とは到底いえないモデルであったと考える余地もないといわねばならない。
してみると，債務者が検討用地震として内閣府検討会の提唱する南海ト
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ラフの巨大地震（陸側ケース）を選定したことが合理性を欠くものとはいえない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価について
地震規模をＭｗ８．３と設定したことの合理性について債権者らは，上記第３の３⑵債権者らの主張欄イのとおり主張し，これに沿う見解（甲Ｄ３３４）の存在を指摘する。
しかし，上記見解は，高レベル放射性廃棄物の地層処分施設のように，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課題に応えるべく，距離減衰式を用いた地中地震動の直接評価の適用可能性を検討するために，耐専式に対する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るから（甲Ｄ１４３），例えば本件原子炉のように，地表に建設される施設の耐震性を検討する際の基準地震動の設定とは直接には関係しない課題に対する解を示すものというほかはない。したがって，少なくとも，上記見解を本件に当てはめることが直ちに相当であるとまではいえない。
そして，内閣府検討会は，上記アで指摘した専門家らで構成され，各種検討の結果，平成２３年１２月２７日付で「中間とりまとめ」（乙２７２）を，平成２４年３月３１日付で「南海トラフの巨大地震による震度分布・津波高について（第一次報告）」（甲Ｄ１４３）を，それぞれ公表した末，同年８月２９日付で「南海トラフの巨大地震モデル検討会（第二次報告）強震断層モデル編－強震断層モデルと震度分布について－」（以下「第二次報告書」という。乙２５９）の取りまとめを遂げたこと，南海トラフの巨大地震（陸側ケース）は，第二次報告書において提唱されている強震断層モデルのうち，強震動生成域を可能性がある範囲で最も陸域側の場所に設定したケースであること（乙２５９）が，そ
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れぞれ認められる。そうであれば，債務者が検討用地震として選定した地震は，内閣府検討会において，数次にわたって経過を報告しつつ検討を重ねた末に到達した成果物であるといってよい。
そうであるところ，内閣府検討会は，第二次報告書において，経験的手法のパラメータであるモーメントマグニチュードにつき，中央防災会議(2003)における東海・東南海・南海地震を検討した際のモーメントマグニチュード，経験的手法のパラメータであるモーメントマグニチュード，震度分布の関係，東北地方太平洋沖地震の震度分布に適用されている経験式のパラメータであるモーメントマグニチュードの値を参照した上，南海トラフの巨大地震の検討における経験的手法のパラメータであるモーメントマグニチュードについて，これをＭｗ８．３と設定したこと（乙２５９），上記の経過を経て検討された南海トラフの巨大地震の強震断層モデルは，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ばかりか，設定するパラメータの幅が大きく，想定より大きな強震断層モデルとなっている可能性も否定できないこと（乙２５９），以上の事実も認められる。そうであれば，南海トラフの巨大地震についてモーメントマグニチュードを８．３と設定することは，内閣府検討会の度重なる検討の結果に沿うものであるのみならず，そのようにして得られた強震断層モデルは想定される最大規模の地震であるとみてよいことになる。そのことは，東北地方太平洋沖地震がＭｗ９．０の地震であるにも関わらず，経験的手法による震度分布の比較では，観測された震度分布はＭｗ８．２～８．３相当のものとなる理由の解明が今後の課題として残されているからといって（乙２５９），現時点で直ちに左右されるものとはいい難い。
してみると，債務者において，応答スペクトルによるプレート間地震の地震動評価に当たり，その地震規模をＭｗ８．３と設定したことが直
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ちに合理性を欠くものとまではいえない。この点に関する債権者らの主張は，採用することができない。
耐専式のばらつき等について
債権者らは，上記第３の３⑵債権者らの主張欄イのとおり主張する。しかし，債務者は，応答スペクトルによるプレート間地震の地震動評価に当たり，その地震規模をＭｗ８．３と設定しているところ，耐専式は，Ｍ８．５までの規模の地震に適用することができる距離減衰式であるというのであるから，耐専式が地震規模の点において上記地震動評価に不適であるということにはならない。