ウ原子力安全・保安院は，平成１８年９月２０日，原子力事業者に対し，稼働中又は建設中の発電用原子炉施設等につき，改訂耐震指針に照らした耐震安全性評価（以下「耐震バックチェック」という。）の実施と，そのための実施計画の作成を求めた（甲Ｃ１０）。これを受けて，債務者は，改訂耐震指針に基づき，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動のうち，応答スペクトルに基づく地震動評価において求めた検討対象地震による地震動の応答スペクトルを包絡させるなどして設定した設計用応答スペクトルを基に基準地震動Ｓｓ－１（最大加速度５７０ガル）を策定し，断層モデルを用いた地震動評価の結果，基準地震動Ｓｓ－１の応答スペクトルを一部の周期で超えた地震動を基準地震動Ｓｓ－２（最大加速度４１３ガル）として策定した。なお，債務者は，震源を特定せず策定する地震動については，全ての周期において基準地震動Ｓｓ－１の応答スペクトルに包絡されるとして，基準地震動として設定しなかった。
⑹２０１１年東北地方太平洋沖地震及び東京電力株式会社福島第一原子力発
電所における事故
平成２３年３月１１日，２０１１年東北地方太平洋沖地震（以下「東北地方太平洋沖地震」という。）が発生した。同地震は，三陸沖の太平洋海底を震源とする海溝型のプレート間地震（Ｍｗ（モーメントマグニチュード）９．０）であった。
その当時，東京電力株式会社（以下「東京電力」という。）福島第一原子力発電所（以下「福島第一原発」という。）には，いずれも沸騰水型軽水炉である発電用原子炉１号機ないし６号機が設置されていた。このうち，運転中であった１号機ないし３号機は，地震を感知した直後に自動的に緊急停止したものの，地震による外部からの送電設備の損傷や津波等により，結果的に，１号機，２号機は全電源を，３号機は全交流電源を，いずれも喪失した。このため，１号機ないし３号機は，冷却機能を失い，相次いで炉心溶融を起
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こした。そして，原子炉建屋の水素爆発（１号機及び３号機），ブローアウトパネルの脱落による原子炉建屋内部と外気との連絡（２号機）及びベント（原子炉格納容器内の圧力を下げるために放射性物質を含む空気をあえて排出する措置。１号機及び３号機）等により，放射性物質が大量に外部に放出された。（福島第一原発において上記のとおり生じた一連の事象をまとめて以下「福島第一原発事故」という。甲Ｃ１０）
福島第一原発事故の結果，避難区域指定は福島県内の１２市町村に及び，避難した人数は，平成２３年８月２９日の時点において，合計約１４万６５２０人に達した（甲Ｃ１０）。また，東京電力福島原子力発電所事故調査委員会法に基づいて設置された東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（以下「国会事故調査会」という。）の調査によれば，福島第一原発を中心とする半径２０㎞圏内にある７つの病院と介護老人保健施設に入院し又は入所していた者で，平成２３年３月末までに死亡した者は，合計で少なくとも６０人に上った（甲Ｃ１０）。
⑺ストレステストの実施
福島第一原発事故の後，原子力安全委員会は，経済産業大臣に対し，既設の発電用原子炉施設について，設計上の想定を超える外部事象に対する頑健性に関して総合的に評価することなどを要請した。そこで，内閣官房長官，経済産業大臣及び内閣府特命担当大臣は，平成２３年７月１１日，新たな安全評価を実施することとした。これを受け，原子力安全・保安院は，同月２２日，債務者を含む各電力会社等に対し，福島第一原発事故を踏まえた既設の発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価（各発電用原子炉施設において想定した基準地震動Ｓｓを超える地震が発生したときに，安全上重要な施設や機器等がどの程度まで安全性を確保できるか（どの程度まで燃料の損傷が生じずに耐えられるか）という発電用原子炉施設の総合的な余裕を定量的に評価するもの。以下「ストレステスト」という。）の実施を行い，その結
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果について報告をするよう求めた。
債務者は，上記求めに応じて本件原子炉施設につきストレステストを実施し，当時の基準地震動Ｓｓ（最大加速度５７０ガル）に対するクリフエッジ（燃料が重大な損傷に至る状態等，事象が進展，急変し状況が大きく変わる境）を求め，本件原子炉については，１．５０倍の安全裕度を有していることを確認した。
⑻福島第一原発事故を受けた規制の強化
ア原子力安全委員会は，平成２４年３月，東北地方太平洋沖地震によって得られた知見等を踏まえ，約９か月に渡る公開の場での検討を行い，津波に関わる安全設計方針の明確化をはじめ，プレート間地震，プレート内地震の震源領域や地震規模等の不確かさ（ばらつき）の考慮に関する規定の追加などを内容とした耐震指針等の見直しを行った（乙１２５）。イ平成２４年６月２７日，原子力規制委員会設置法（平成２４年法律第４７号。以下「設置法」という。）が新たに施行された。設置法附則に基づき，原子力基本法及び原子炉等規制法がそれぞれ次のとおり改正された（以下「本件改正」という。）。
ａ原子力基本法
同法の基本方針として，原子力利用は「安全の確保を旨として」行われることがもともと規定されていたところ（同法２条１項），その安全確保については，「確立された国際的な基準を踏まえ，国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的として，行うものとする」との規定が追加された（同条２項）。
ｂ原子炉等規制法
同法の目的として，「原子炉の設置及び運転等」に関し，「大規模な自然災害及びテロリズムその他の犯罪行為の発生も想定した必要な
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規制」を行うこと，「もって国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とする」ことが追加され（同法１条），原子力規制委員会が設置許可基準に係る規則を定めること（同法４３条の３の６第１項４号），保安措置に重大事故対策を含めること（同法４３条の３の２２第１項等），当該基準に適合していない場合には，発電用原子炉の設置者に対して，使用停止等の処分を行うことができる旨規定すること（同法４３条の３の２３第１項），４０年の運転期間の制限の原則を設けること（同法４３条の３の３２）などが新たに定められた。


設置法は，福島第一原発事故を契機に明らかとなった原子力の研究，開発及び利用（以下「原子力利用」という。）に関する政策に係る縦割り行政の弊害を除去し，並びに一の行政組織が原子力利用の推進及び規制の両方の機能を担うことにより生ずる問題を解消するため，原子力利用における事故の発生を常に想定し，その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないという認識に立って，確立された国際的な基準を踏まえて原子力利用における安全の確保を図るため必要な施策を策定し，又は実施する事務を一元的につかさどるとともに，その委員長及び委員が専門的知見に基づき中立公正な立場で独立して職権を行使する原子力規制委員会を設置し，もって国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とするものである（同法１条）。
原子力規制委員会は，設置法に基づいて設置された機関であって，国家行政組織法３条２項の規定に基づく環境省の外局として位置づけられる（設置法２条）。そして，原子力規制委員会は，国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資するため，原子力利用における安全の確保を図ることを任務とし（同法３条），同任務
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を達成するために原子力利用における安全の確保に関することなどの事務をつかさどる（同法４条）。その組織は，委員長及び委員４人からなり（同法６条１項），独立してその職権を行うこととされているところ（同法５条），委員長及び委員は，人格が高潔であって，原子力利用における安全の確保に関して専門的知識及び経験並びに高い識見を有する者のうちから，両議院の同意を得て，内閣総理大臣が任命するものとされている（同法７条１項）。また，原子力規制委員会は，その所掌事務について，法律若しくは政令を実施するため，又は法律若しくは政令の特別の委任に基づいて，原子力規制委員会規則を制定することができるものとされている（同法２６条）。
原子力規制委員会には，その事務を処理させるため，事務局として原子力規制庁が置かれ，原子力規制庁長官は，原子力規制委員会委員長の命を受けて庁務を掌理する（同法２７条）。なお，原子力規制庁の職員は，幹部職員のみならず，それ以外の職員についても，原子力利用の推進に係る事務を所掌する行政組織への配置転換を認めないこととされる（いわゆる「ノーリターンルール」。同法附則６条２項）。ウ原子力規制委員会の発足に伴い，原子力安全委員会は廃止された。このため，原子力安全委員会が策定した原子炉設置変更許可における基準等を原子力規制委員会規則等として定めることが必要となった（原子炉等規制法４３条の３の６第１項４号参照）。そこで，原子力規制委員会は，同委員会の下に「発電用軽水型原子炉の新規制基準に関する検討チーム」（以下「新規制基準検討チーム」という。），「発電用軽水型原子炉施設の地震・津波に関わる規制基準に関する検討チーム」（以下「地震津波基準検討チーム」という。）等を置き，検討を行った。
このうち，新規制基準検討チームは，平成２４年１０月以降，国際原子力機関（以下「ＩＡＥＡ」という。）等の国際機関の安全基準，米国，英
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国等の主要国の各規制内容のほか，福島第一原発事故を踏まえた各事故調査委員会の主な指摘事項の内容に関するものを整理し，これらと安全設計審査指針等とを比較した上で，国や地域等の特性に配慮しつつ，我が国の規制として適切な内容を検討した。また，上記の頃，新規制基準検討チームは，原子力安全委員会の下で取りまとめられた耐震指針等の改訂案のうち，地震及び津波に関わる安全設計方針として求められている各要件について改めて分類，整理し，必要な見直しを行った上で基準骨子案の構成要素とする方針を示した。地震津波基準検討チームは，この方針に基づき，平成２４年１１月以降，地震及び津波について，ＩＡＥＡ安全基準，米国，フランス及びドイツの各規制内容のほか，福島第一原発事故を踏まえた各事故調査委員会の主な指摘事項のうち耐震関係基準の内容に関するものを整理し，これらと改訂耐震指針とを比較した上で，国や地域等の特性に配慮しつつ，我が国の規制として適切な内容を検討した。また，地震津波基準検討チームは，発電用原子炉施設における安全対策への取組みの実態を確認するため，電気事業者に対するヒアリングを実施するとともに，東北電力株式会社（以下「東北電力」という。）女川原子力発電所の現地調査を実施し，これらの結果も踏まえ，安全審査の高度化を図るべき事項についての検討を進めた。（以上につき，乙１２４～１２７）エ上記ウの各検討チームは，原子力規制委員会担当委員，多様な学問分野の外部有識者をはじめ，原子力規制庁及び旧独立行政法人原子力安全基盤機構の職員らが出席して検討を重ねた。このうち，新規制基準検討チームは平成２４年１０月から翌２５年６月までに２３回，地震津波基準検討チームは平成２４年１１月から翌２５年６月までに１３回，それぞれ会合を開いた。
原子力規制委員会は，上記検討に先立ち，平成２４年１０月，電気事業者等に対する原子力安全規制等に関する決定を行うに当たり，その参考と
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して，外部の有識者（以下「外部有識者」という。）から意見を聴く場合において検討会等の中立性を適切に確保することを目的として，利益相反に関連する可能性のある情報として，外部有識者の電気事業者等との関係に関する情報の公開を行うための運用等を定め，上記各検討チームを構成する外部有識者についても，上記運用に従って電気事業者等との関係について自己申告させるとともに，その申告内容を同委員会のウェブサイト上で公開した。また，原子力規制委員会は，上記各検討チームが開いた会合については，当該会合に供された資料及び議事録も同様の方法により公開した。（以上につき，乙７５，１２４～１２６，１３１，１３２）オ原子力規制委員会は，上記検討の過程で，平成２５年４月から同年５月にかけ，原子力規制委員会規則等に加え，同委員会における審査基準に関する内規等について，意見公募手続（この種の手続を以下「パブリックコメント」ということがある。）に付した。地震津波基準検討チームは同年６月６日に開いた第１３回会合において地震に関する審査基準を定めた内規について，新規制基準検討チームは同月３日に開いた第２３回会合において地震を除く各種審査基準を定めた内規や原子力規制委員会規則等について，それぞれ同手続で募った意見を踏まえて各々その検討を遂げた。その結果，そのころ，後記カの一連の規制基準をめぐる法令が整備されるとともに（以下「新規制基準」という。），それを受けた内規である同の各審査基準の策定に至った。設置法，設置許可基準規則等は，同年７月８日に施行された。（以上につき，乙６８，１３１，１３２）カ   発電用原子炉を設置しようとする者は，政令で定めるところにより，原子力規制委員会の許可（原子炉設置許可）を受けなければなら   ず（原子炉等規制法４３条の３の５第１項），原子力規制委員会は，上記許可の申請があった場合においては，その申請が同法４３条の３の６第１項各号所定の基準に適合していると認めるときでなければ，上
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記許可をしてはならない（同法４３条の３の６第１項）。そして，原子炉設置許可を受けた者が，使用の目的，発電用原子炉の型式，熱出力及び基数，発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備等の事項（同法４３条の３の５第２項２ないし５号又は８ないし１０号に掲げる事項）を変更しようとするときは，政令で定めるところにより，原子力規制委員会の許可（原子炉設置変更許可）を受けなければならないが（同法４３条の３の８第１項），この場合にも同法４３条の３の６第１項が準用される（同法４３条の３の８第２項）。ところで，上記原子炉設置許可及び原子炉設置変更許可の基準の一つである「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」（原子炉等規制法４３条の３の６第１項４号，４３条の３の８第２項）にいう「原子力規制委員会規則」が「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成２５年６月２８日原子力規制委員会規則第５号。以下「設置許可基準規則」という。）である。
そして，設置許可基準規則の解釈を示したものが「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（原規技発第１３０６１９３号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定）。以下「設置許可基準規則解釈」という。乙６８）である。また，原子力規制委員会は，平成２５年６月１９日，原子炉設置許可及び原子炉設置変更許可の審査に活用するため，「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」（以下「地震ガイド」という。乙３９），「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド」（以下「津波ガイド」という。乙１５６）及び「原子力発電所の火山影響評価ガイド」（以下－20－
「火山ガイド」という。乙１４７）等の内規を策定した。⑼本件原子炉の運転再開
ア債務者は，平成２５年７月８日，原子力規制委員会に対し，本件原子炉に係る原子炉設置変更許可を申請するとともに（以下「本件申請」という。），工事計画認可及び保安規定変更認可の各申請をした。本件申請については，平成２７年５月２１日から同年６月１９日までの間，原子力規制委員会が作成した本件原子炉施設の変更をめぐる審査書案に対する科学的・技術的意見の公募手続（パブリックコメント）が実施された上，同年７月１５日に開催された平成２７年度第１９回原子力規制委員会において，「四国電力株式会社伊方発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書（３号原子炉施設の変更）に関する審査書」の案が了承され，同申請に対する原子力規制委員会の許可処分がなされた（乙１３，７７）。また，工事計画認可申請については平成２８年３月２３日に，保安規定変更認可申請については同年４月１９日に，それぞれ原子力規制委員会の認可処分がされた（乙７８，７９）。
イその後，本件原子炉については，同年９月７日，安全対策工事の内容が認可を受けた工事計画どおりであることなどを確認する検査（使用前検査）が終了し，その頃，通常運転を再開した。
⑽本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後－基準地震動）
ア新規制基準等の内容について（乙３９，６８）
設置許可基準規則４条３項は，「耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」と定めているところ，同規則解釈別記２第５項は，基準地震動は，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地
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震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとし，次の方針により策定することと定めている（なお，基準地震動の妥当性を厳格に確認するため，設置許可基準規則及び同規則解釈をさらに敷衍した内容の地震ガイドが定められている。）。
基準地震動は，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」について，解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定すること。「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」は，内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，敷地に大きな影響を与えると予想される地震（以下「検討用地震」という。）を複数選定し，選定した検討用地震ごとに，不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を，解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定すること。なお，上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」については，次に示す方針により策定すること。


ａ内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，活断層の性質や地震発生状況を精査し，中・小・微小地震の分布，応力場，及び地震発生様式（プレートの形状・運動・相互作用を含む。）に関する既往の研究成果等を総合的に検討し，検討用地震を複数選定すること。
ｂ内陸地殻内地震に関しては，次に示す事項を考慮すること。⒜震源として考慮する活断層の評価に当たっては，調査地域の地形・地質条件に応じ，既存文献の調査，変動地形学的調査，地質調査，地球物理学的調査等の特性を活かし，これらを適切に組み合わせた調査を実施した上で，その結果を総合的に評価し活断層の位置・形状・活動性等を明らかにすること。
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⒝震源モデルの形状及び震源特性パラメータ等の評価に当たっては，孤立した短い活断層の扱いに留意するとともに，複数の活断層の連動を考慮すること。
ｃプレート間地震及び海洋プレート内地震に関しては，国内のみならず世界で起きた大規模な地震を踏まえ，地震の発生機構及びテクトニクス的背景の類似性を考慮した上で震源領域の設定を行うこと。ｄ上記ａで選定した検討用地震ごとに，後記⒜の応答スペクトルに基づく地震動評価及び⒝の断層モデルを用いた手法による地震動評価を実施して策定すること。なお，地震動評価に当たっては，敷地における地震観測記録を踏まえて，地震発生様式及び地震波の伝播経路等に応じた諸特性（その地域における特性を含む。）を十分に考慮すること。
⒜応答スペクトルに基づく地震動評価
検討用地震ごとに，適切な手法を用いて応答スペクトルを評価のうえ，それらを基に設計用応答スペクトルを設定し，これに対して，地震の規模及び震源距離等に基づき地震動の継続時間及び振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮して地震動評価を行う
こと
⒝断層モデルを用いた手法に基づく地震動評価
検討用地震ごとに，適切な手法を用いて震源特性パラメータを設定し，地震動評価を行うこと。
ｅ上記ｄの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
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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。
ｆ内陸地殻内地震について選定した検討用地震のうち，震源が敷地に極めて近い場合は，地表に変位を伴う断層全体を考慮した上で，震源モデルの形状及び位置の妥当性，敷地及びそこに設置する施設との位置関係，並びに震源特性パラメータの設定の妥当性について詳細に検討するとともに，これらの検討結果を踏まえた評価手法の適用性に留意の上，上記ｅの各種の不確かさが地震動評価に与える影響をより詳細に評価し，震源の極近傍での地震動の特徴に係る最新の科学的・技術的知見を踏まえた上で，さらに十分な余裕を考慮して基準地震動を策定すること。
ｇ検討用地震の選定や基準地震動の策定に当たって行う調査や評価は，最新の科学的・技術的知見を踏まえること。また，既往の資料等について，それらの充足度及び精度に対する十分な考慮を行い，参照すること。なお，既往の資料と異なる見解を採用した場合及び既往の評価と異なる結果を得た場合には，その根拠を明示すること。ｈ施設の構造に免震構造を採用する等，やや長周期の地震応答が卓越する施設等がある場合は，その周波数特性に着目して地震動評価を実施し，必要に応じて他の施設とは別に基準地震動を策定すること。「震源を特定せず策定する地震動」は，震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し，これらを基に，各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定すること。なお，上記の「震源を特定せず策定する地震動」については，次に示す方針により策定すること。
ａ解放基盤表面までの地震波の伝播特性を必要に応じて応答スペクト
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ルの設定に反映するとともに，設定された応答スペクトルに対して，地震動の継続時間及び振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮すること。
ｂ上記の｢震源を特定せず策定する地震動｣として策定された基準地震動の妥当性については，申請時における最新の科学的・技術的知見を踏まえて個別に確認すること。その際には，地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動について，確率論的な評価等，各種の不確かさを考慮した評価を参考とすること。基準地震動の策定に当たっての調査については，目的に応じた調査手法を選定するとともに，調査手法の適用条件及び精度等に配慮することによって，調査結果の信頼性と精度を確保すること。また，上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」の地震動評価においては，適用する評価手法に必要となる特性データに留意の上，地震波の伝播特性に係る次に示す事項を考慮すること。なお，上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」については，それぞれが対応する超過確率を参照し，それぞれ策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するかを把握すること。
ａ敷地及び敷地周辺の地下構造（深部・浅部地盤構造）が地震波の伝播特性に与える影響を検討するため，敷地及び敷地周辺における地層の傾斜，断層及び褶曲構造等の地質構造を評価するとともに，地震基盤の位置及び形状，岩相・岩質の不均一性並びに地震波速度構造等の地下構造及び地盤の減衰特性を評価すること。なお，評価の過程において，地下構造が成層かつ均質と認められる場合を除き，三次元的な地下構造により検討すること。
ｂ上記ａの評価の実施に当たって必要な敷地及び敷地周辺の調査につ
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いては，地域特性及び既往文献の調査，既存データの収集・分析，地震観測記録の分析，地質調査，ボーリング調査並びに二次元又は三次元の物理探査等を適切な手順と組合せで実施すること。
イ債務者による基準地震動の策定について
債務者は，次のとおりの調査，検討に基づき，基準地震動を策定した（乙１１，１３，３１，３５，４０，４２）。
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
ａ検討用地震の候補とする地震の選定
⒜被害地震の調査


債務者は，本件原子炉施設の敷地（以下「本件敷地」ということがある。）周辺の被害地震について，地震史料及び明治以降の地震観測記録を基に，地震の震央位置，規模等をまとめた地震カタログ（「最新版日本被害地震総覧」，「宇津カタログ（１９８２）」，「気象庁地震カタログ」等）による調査を行った。この調査によって抽出した地震について，規模及び位置等に関する最新の知見をもとに本件敷地に影響を及ぼす地震として，本件敷地の震度が５弱（１９９６年以前は旧気象庁震度階級でⅤ）程度以上であったと推定される地震を以下のとおり選定した。
・土佐その他南海・東海・西海諸道の地震（６８４年，Ｍ８1/4）
・日向灘の地震（１４９８年，Ｍ７   1/4）
・安芸・伊予の地震（１６４９年，Ｍ６．９）
・宝永地震（１７０７年，Ｍ８．６）
・安政南海地震（１８５４年，Ｍ８．４）
・伊予西部の地震（１８５４年，Ｍ７．０）
・豊後水道の地震（１９６８年，Ｍ６．６）
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⒝国の機関等による知見
地震調査研究推進本部（以下「地震本部」という。）は，長期的な観点から，南海トラフ沿いの地震について，四国沖から浜名湖沖までの領域を震源域とする地震を想定し，その評価のとりまとめを行っているところ，平成１３年に，南海トラフ沿いの地震の発生位置（領域）及び震源域の形態を，既往の調査結果から総合的に判断して一定のモデルを提案し（想定南海地震（地震本部   ，Ｍ８．４）），また，平成１７年には，日向灘のプレート間地震についても，１９６８年日向灘地震及び１６６２年の日向灘の地震に係る強震動評価を実施して断層モデルを示した（日向灘の地震（地震本部，Ｍ７．６））。
中央防災会議は，平成１５年，「東南海・南海地震等に関する専門調査会」を設置し，東南海・南海地震などの過去の地震発生例を参考にして，東海地震，東南海地震及び南海地震をさまざまに組み合わせたケースを想定した検討を行い，想定南海地震として一定のモデルを設定した（想定南海地震（中央防災会議，Ｍ８．６））。内閣府の「南海トラフの巨大地震モデル検討会」（以下「内閣府検討会」という。）は，南海トラフの巨大地震を対象として，過去に南海トラフで発生した地震の特徴やフィリピン海プレートの構造等に関する特徴などの現時点の科学的知見に基づきあらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震として，駿河湾から日向灘までを震源断層域とするＭ９クラスを想定した検討を行った。そして，南海トラフの巨大地震として４ケースのモデルを設定している。本件敷地に最も影響があると考えられるのは，強震動生成域が最も敷地の近傍に配置されている「陸側ケース」（内閣府検討会，Ｍ９．０））である。
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⒞本件敷地周辺の地震発生様式及び地震発生状況
本件敷地周辺の地震活動は，太平洋側沖合の南海トラフから陸側へ沈み込む海洋プレートと陸域プレートとの境界付近で発生するプレート間地震，海洋プレート内で発生する地震，陸域及び沿岸で発生する内陸地殻内地震の３つに大きく分けることができる。気象庁一元化震源のうち本件敷地周辺で発生したＭ５未満の地震（微小地震）の分布状況の調査，本件敷地周辺で発生した過去の地震に関する知見等を踏まえると，本件敷地周辺で発生する地震の主な特徴は概ね次のとおりであった。
①プレート間地震    南海トラフ沿いでＭ８程度の大地震が約１００年から１５０年の間隔で発生し，日向灘周辺ではＭ７程度の地震が十数年から数十年に一度の割合で発生していること②海洋プレート内地震    安芸灘や伊予灘など瀬戸内海の西部から豊後水道付近のやや深いところ（約３０～７０㎞の深さ）でＭ７程度の地震が発生しており，過去に本件敷地周辺の沿岸地
域に被害をもたらした地震が知られていること
③内陸地殻内地震    本件敷地近傍ではほとんど発生しておらず，発生が認められるものもＭ２未満のものである一方，大分県別
府付近でＭ７程度の地震が発生していること
⒟活断層の分布状況
債務者は，本件敷地周辺の活断層の分布を把握するため，文献調査，地形調査，地表地質調査，海域地質調査，地球物理学的調査等の調査を行った。この結果，本件敷地の北方には敷地前面海域の断層群（４２㎞），伊予セグメント（２３㎞），川上セグメント（３６㎞）などから構成される中央構造線断層帯が四国陸域から佐田岬半島西端部の北方まで分布し，本件敷地の沖合約８㎞を通過するこ
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と，さらにその西方には，別府湾－日出生断層帯（７６㎞）が豊予海峡から別府市西方まで分布すること，これら以外にも，伊予灘北方には上関断層（Ｆ－１５），上関断層（Ｆ－１６）等の活断層が，本件敷地の南方には，八幡浜の五反田断層（２㎞），宇和海のＦ－２１断層（２２㎞）が，それぞれ分布することが分かった。このうち，中央構造線断層帯は，近畿地方の金剛山地の東縁から淡路島南部の海域を経て四国北部を東西に横断し，伊予灘に達する断層帯で全体としての長さは約３６０㎞とされ，過去の活動時期の違いなどから，①金剛山地東縁（長さ約２３㎞），②和泉山脈南縁（長さ約４４～５２㎞），③紀淡海峡－鳴門海峡（長さ約４３～５１㎞），④讃岐山脈南縁－石鎚山脈北縁東部（長さ約１３０㎞），⑤石鎚山脈北縁（長さ約３０㎞）及び⑥石鎚山脈北縁西部－伊予灘（長さ約１３０㎞）の６つの区間に区分されている（乙３３）。そして，地震本部では，中央構造線断層帯の将来の活動について，上記６つの区間が個別に活動する可能性，複数の区間が同時に活動する可能性，これら６つの区間とは異なる範囲が活動する可能性，さらには，断層帯全体が同時に活動する可能性も否定できないとしている（乙３３）。
また，別府－万年山断層帯は，ほぼ東西方向の多数の正断層から構成されているが，断層の走向や変位の向きから，別府湾―日出生断層帯（７６㎞），大分平野－由布院断層帯（４０㎞）等に区分されている（乙３４）。本件敷地に最も近い別府湾－日出生断層帯は，東部と西部で最新活動時期が異なり，それぞれが単独で活動すると推定されているが，全体が同時に活動する可能性，さらには，その東端が中央構造線断層帯に連続している可能性があると指摘されている（乙３４）。
－29－


一方，債務者は，本件敷地周辺において地質調査を実施し，断層の分布形態，活動様式等の性状を特定した結果，中央構造線断層帯を構成する活断層として，北東方向から南西方向へ順に，①川上断層（断層の長さ約３６㎞），②伊予断層（同約２３㎞），③敷地前面海域の断層群（断層群の長さ約４２㎞，本件敷地の沖合約８㎞に分布），④豊予海峡断層（同約２３㎞）が存在すること，さらに上記各断層間には，断層破壊の末端（ジョグ）を示唆する地質構造が分布すること（上記①と②の断層の間には重信引張性ジョグ（長さ約１２㎞），同②と③の断層の間には串沖引張性ジョグ（同約１３㎞），同③と④の断層の間には三崎沖引張性ジョグ（同約１３㎞））が確認された。
⒠地震の分類
債務者は，以上で示した地震について，地震発生様式ごとに整理・分類し，検討用地震の候補とする地震を選定した。
ⅰ内陸地殻内地震
上記⒟で示した活断層の分布状況に基づき，本件敷地周辺において考慮すべき活断層による内陸地殻内地震として，以下のとおり選定した。
・中央構造線断層帯による地震
敷地前面海域の断層群（５４㎞。両端のジョグのそれぞれ中間まで延伸したもの）
伊予断層（３３㎞。上記と同じ）
金剛山地東縁－伊予灘（３６０㎞）
石鎚山脈北縁西部－伊予灘（１３０㎞）
・別府湾－日出生断層帯による地震
・Ｆ－２１断層による地震
－30－
・五反田断層による地震（１５㎞。長さが短く，孤立した断層であることから，地表で認められる活断層の長さが必ずしも震源断層の長さを示さない可能性を考慮したもの）・上関断層（Ｆ－１５につき４８㎞，Ｆ－１６につき３２㎞）
ⅱプレート間地震
上記⒜及び⒝を考慮し，南海トラフ沿いの地震及び日向灘における地震として以下の地震を選定した。
・土佐その他の南海・東海・西海諸道の地震（６８４年，Ｍ８1/4）
・宝永地震（１７０７年，Ｍ８．６）
・安政南海地震（１８５４年，Ｍ８．４）
・想定南海地震（地震本部，Ｍ８．４）
・想定南海地震（中央防災会議，Ｍ８．６）
・南海トラフの巨大地震（陸側ケース）（内閣府検討会，Ｍ９．０）
・日向灘の地震（１４９８年，Ｍ７   1/4）
・日向灘の地震（地震本部，Ｍ７．６）
ⅲ海洋プレート内地震
南海トラフから安芸灘～伊予灘～豊後水道海域へ西北西の方向に沈み込むフィリピン海プレートで発生する海洋プレート内地震について，上記⒜及び⒝の検討結果を踏まえ，以下の地震を選定した。
・安芸・伊予の地震（１６４９年，Ｍ６．９）
・伊予西部の地震（１８５４年，Ｍ７．０）
・豊後水道の地震（１９６８年，Ｍ６．６）
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・九州の深い地震（Ｍ７．３）
・日向灘の浅い地震（Ｍ７．４）
・アウターライズ地震（Ｍ７．４）
ｂ検討用地震の選定
債務者は，上記ａ⒠のとおり選定した地震から，本件敷地に特に大きな影響を与えると予想される地震を地震発生様式の分類ごとに検討用地震として選定することとし，検討用地震の選定にあたっては，応答スペクトルに基づく地震動評価を行い，以下のとおり検討用地震を選定した。
⒜内陸地殻内地震
中央構造線断層帯による地震は，敷地前面海域の断層群を含む区間として複数の断層長さを考慮するケースを検討用地震の候補として選定しているが，検討用地震の選定にあたっては，敷地前面海域の断層群（５４㎞）で代表させて検討を行った。その結果，候補となる各地震（上記ａ⒠①）のうち，本件敷地への影響が最も大きいと考えられる地震は，敷地前面海域の断層群による地震となった。なお，敷地前面海域の断層群は，中央構造線断層帯の一部であり，地震本部において中央構造線断層帯の敷地前面海域の断層群を含む複数区間の連動の可能性及び中央構造線断層帯と別府－万年山断層帯との連動の可能性が言及されていることを踏まえ，検討用地震としては，これらの連動を含む区間を考慮した断層群による地震を選定した。
⒝プレート間地震
候補となる各地震のうち，応答スペクトルによる地震動評価の結果，本件敷地への影響が最も大きいと考えられる地震は，内閣府検討会による南海トラフの巨大地震（陸側ケース）となったことから，
－32－
これを検討用地震として選定した。
⒞海洋プレート内地震
候補となる各地震のうち，応答スペクトルによる地震動評価の結果，本件敷地への影響が最も大きいと考えられる地震は，１６４９年安芸・伊予の地震となったことから，これを検討用地震として選定した。
ｃ地震動評価のための敷地地盤の評価
債務者は，本件敷地地盤の増幅特性の有無を把握すべく次のとおりの地下構造評価を実施した。
⒜地震観測記録を用いた評価
債務者は，本件敷地地盤において，昭和５０年から地震観測（強震及び微小地震）を実施しているところ，これまでに観測された比較的振幅の大きな地震は，全て海洋プレート内地震であり，内陸地殻内地震，プレート間地震について振幅の大きな記録は得られていない。債務者は，本件発電所で観測した地震のうち，距離減衰式の一つであるNodaet.al(2002)（以下「耐専式」という。なお，以下において略称されている文献の表題等については，いずれも別紙文献等目録記載のとおりである。）との比較が可能な比較的規模の大きい内陸地殻内地震を用いて，観測記録の応答スペクトルと耐専式により推定した応答スペクトルの比をとって増幅特性の検討を行った。その結果，本件敷地の岩盤が耐専式の想定する地盤よりも硬いこと，どれも遠方の地震であり観測記録の振幅が小さいことなどから，どの地震についても短周期側では観測値が予測値よりも小さい傾向を示しており，特に顕著な増幅特性を示す地震はなかった。次に，債務者は，対象とする地震の規模をＭ２程度にまで広げて，地震波の到来方向によって特異性が見られないかの検討を行ったが，
－33－
到来方向によって増幅特性が異なるような傾向はなかった。
⒝深部ボーリング等による評価


債務者は，本件発電所建設当時，最深深度５００ｍのボーリング調査を実施済みであったが，平成２２年から深部ボーリング調査を実施し，本件敷地のさらに地下深部までの地質及び地盤物性を把握するとともに，深部の地下構造に起因する地震動の増幅特性がないことを確認した。深部ボーリング調査は，本件敷地の南西部（荷揚岸壁付近）において，深度２０００ｍ，５００ｍ，１６０ｍ，５ｍの４孔のボーリング孔を掘削するもので，深度２０００ｍまでの連続したボーリングコアを採取し，これを観察して地質柱状図を作成するとともに，深部ボーリング孔内において物理検層やオフセットＶＳＰ探査を実施した。そして，従来のボーリング調査の結果と合わせて地下構造の検証を行った。また，地下深部における地震動を観測し，地表で観測した地震動との比較を行うことにより実際に地震動が増幅しないことを検証することなどを目的に，各ボーリング孔底部に地震計を設置し，地震観測を開始した。深部ボーリング調査の結果は次のとおりであり，本件敷地の地盤は速度構造的に特異性を有する地盤ではないことを確認した。
ⅰ地質構造
深部ボーリング調査の調査地点では，地表付近に埋立土や風化岩が薄く分布するものの深度約５０ｍで新鮮な岩盤となり，深度約５０ｍから深度約２０００ｍまで堅硬かつ緻密な結晶片岩が連続する。本件敷地の地盤を構成する緑色片岩の下位に三波川変成岩類のうち主に泥質片岩が分布し，緑色片岩，珪質片岩及び砂質片岩の薄層を挟む。地表部の緑色片岩を主体とする地層とその下位の泥質片岩を主体とする地層の境界面は緩く北へ傾斜している
－34－
と推定され，本件原子炉の炉心位置では深度約３５０ｍ以深が泥質片岩主体となっている。
ⅱ速度構造
深部ボーリング孔内での物理検層の結果によると，Ｐ波速度及びＳ波速度は地下深部に至るにつれて漸増し，地盤の密度は岩種に応じてやや変化するものの，深度方向への大きな増減傾向は認められない。
また，オフセットＶＳＰ探査（地表に震源を設置して地震波を人工的に発生させ，地下の地層境界面（反射面）で反射した地震波をボーリング孔内の受振器で観測することにより，ボーリング孔周辺の地下構造を調査する手法）の結果によると，地下深部までほぼ水平な反射面が連続し（オフセットＶＳＰ探査による反射面と反射法探査による反射面とを比較しても連続性に問題はない。），大規模な断層を示唆する不連続，地震動の特異な増幅の要因となる低速度域及び褶曲構造は認められず，本件敷地地盤の速度構造（地震波の速度分布）は，乱れがなく，均質である。
⒞解放基盤表面の設定
債務者は，以上のような本件敷地地盤に係る状況を総合的に判断し，原子炉建屋及びその周りの地盤は，約２６００ｍ／秒のＳ波速度を持つ堅固な岩盤が十分な広がりと深さを持っていることが確認されていることを踏まえ，敷地高さと同じ標高１０ｍを解放基盤表面として設定した。
ｄ地震動評価
⒜内陸地殻内地震
ⅰ基本震源モデル
債務者が内陸地殻内地震の検討用地震として選定したのは敷地
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前面海域の断層群（中央構造線断層帯）の地震であった。債務者は，その基本震源モデルを設定するに当たり，断層長さにつき，中央構造線断層帯と九州側の別府－万年山断層帯が全区間（４８０㎞）において連動するケース（以下「４８０㎞ケース」という。）と設定する一方，上記区間の中で部分破壊による地震が起こることを想定することとし，四国西部のセグメント（１３０㎞）が連動するケース（以下「１３０㎞ケース」という。）及び敷地前面海域セグメント（５４㎞）が単独で活動するケース（以下「５４㎞ケース」という。）をも設定し，それぞれ不確かさを考慮した解析を行うこととした。
また，断層モデルを用いた手法による地震動評価において必要なパラメータ（地震モーメント，平均応力降下量，アスペリティの応力降下量等）を設定する上で用いるスケーリング則については，壇ほか(2011)を基本として採用した。さらに，４８０㎞ケース及び１３０㎞ケースではFujiiand   Matsu’ura(2000)のスケーリング則を，５４㎞ケースでは入倉・三宅(2001)によって算出される地震モーメントにFujii   andMatsu’ura    (2000)の平均応力降下量を組み合わせて用いる手法（以下「入倉・三宅の手法」という。）をそれぞれ基本震源モデルに織り込むこととした。債務者が，４８０㎞ケース及び１３０㎞ケースにつきFujii   andMatsu’ura(2000)を採用したのは，現在提案されている主要なスケーリング則のうち，同手法が壇ほか(2011)と並び長大断層を含んだデータに基づいて開発された手法の一つであり，地震本部が作成した平成２１年１２月２１日改訂に係る「震源断層を特定した地震の強震動予測手法(「レシピ」)」（以下「レシピ」という。乙３８）においても長大断層の知見としてこの手法による平
－36－
均応力降下量を用いる手法が提案されていることを踏まえたもの，５４㎞ケースにつき入倉・三宅の手法を採用したのは，レシピにおいてこれらを用いる手法が提案されていることを踏まえたものであった。
ⅱ不確かさの考慮
債務者は，応答スペクトルに基づく地震動評価において，４８０㎞，１３０㎞及び５４㎞の３ケースそれぞれについて，不確かさの考慮として，断層傾斜角が鉛直のモデルと北傾斜のモデルを考慮することとした。さらに，債務者は，応答スペクトルに基づく地震動評価の過程で，断層長さを６９㎞とするケース（以下「６９㎞ケース」という。）を設定し，これについても，不確かさの考慮として断層傾斜角が鉛直のモデルと北傾斜のモデルとをそれぞれ評価し，基準地震動Ｓｓの策定において考慮することとした。
なお，債務者は，６９㎞ケースは，ジョグで破壊が停止せずさらに長い区間で連動することを意味するが，もともと，ジョグは，断層の破壊が停止し，乗り移る領域のため，変位量は低減するはずであって，科学的には考え難い連動ケースであると考えており，新規制基準が定められる以前の地震動評価においては不確かさの一つとして考慮していたが，新規制基準実施後においては，６９㎞ケースを包含する４８０㎞ケース及び１３０㎞ケースを基本震源モデルとして設定することにより，６９㎞ケースの評価はそれに含まれるものと理解していた。もっとも，債務者は，平成２６年９月１２日の原子力規制委員会の審査会合において，６９㎞ケースの地震動評価についても応答スペクトル法での評価を求められたことから，平成２６年１１月７日付けコメント回答において


－37－
その評価を示すことにしたものであった。
また，債務者は，断層モデルで用いた地震動評価における不確かさの考慮にあたり，①破壊開始点につき，地震動評価への影響が大きくなるように断層東下端，中央下端及び西下端の３か所又は５か所に設定し，②アスペリティ深さにつき，上記①と同様の趣旨で断層上端にアスペリティを配置した上，③断層長さにつき，４８０㎞ケースに加え，１３０㎞ケース，５４㎞ケースでも評価することとし，上記①ないし③の不確かさを，いずれも基本震源モデルに織り込むこととした。その一方，債務者は，④短周期レベルの応力降下量，⑤断層傾斜角（北傾斜），⑥断層傾斜角（南傾斜），⑦破壊伝播速度及び⑧アスペリティの平面位置については，基本震源モデルの不確かさに重畳させる，独立した不確かさとして考慮することとした。
債務者は，具体的には，上記④ないし⑧の不確かさを次のとおり考慮した。
・上記④について    ２００７年新潟県中越沖地震（以下「新潟県中越沖地震」という。）の震源特性として，短周期レベルが平均的な値の１．５倍程度大きかったという指摘があるところ，これは，ひずみ集中帯に位置する逆断層タイプの地震という地域性によると考えられるため，本来ならば，過去の地震観測記録に基づいて本件原子炉施設周辺で発生する地震の震源特性の分析を行うべきところであるが，本件原子炉施設周辺では規模の大きい内陸地殻内地震は発生していないことを踏まえ，新潟県中越沖地震の知見を反映し，短周期レベルと相関関係のある応力降下量を基本震源モデルの１．５倍又は２０Ｍ㎩とした場合の評価を行う。
－38－
・上記⑤について    敷地前面海域の断層群の震源断層は横ずれ断層と推定されるため傾斜角が高角度である可能性が高いが，活断層としての中央構造線が北へ傾斜する地質境界と一致する可能性を完全には否定できないことから，横ずれ断層については，傾斜角９０度の場合（以下「鉛直モデル」という。）のみならず，北に３０度傾斜させた場合（以下「北傾斜モデル」という。）の評価を行う。
・上記⑥について    断層傾斜角のばらつきを踏まえ，敷地側に傾斜する場合を考慮し，横ずれ断層について南に８０度傾斜させた場合（以下「南傾斜モデル」という。）の評価を行う。
・上記⑦について    海外の長大な活断層の破壊伝播速度がＳ波速度を超える事例があるとの知見を踏まえ，４８０㎞及び１３０㎞の各ケースについては破壊伝播速度Ｖｒ＝Ｖｓ（Ｖｓは地震発生層のＳ波速度）の場合の評価を行い，５４㎞ケースについては，平均的な破壊伝播速度の不確かさに関する知見を踏まえ破壊伝播速度Ｖｒ＝０．８７Ｖｓの場合の評価を行う。
・上記⑧について    基本的にはジョグにアスペリティは想定されないものの，完全には否定できないことから，敷地正面のジョグにアスペリティを配置する場合の評価を行う。なお，Fujiiand    Matsu’ura(2000)を用いた４８０㎞及び１３０㎞の各ケースでは，壇ほか(2011)による検討結果から，影響が比較的大きかった応力降下量と破壊伝播速度を考慮することとした。
ちなみに,各基本震源モデルを解析したところ，断層長さの基
－39－
本となる４８０㎞から断層長さを変えても地震動レベルはほぼ変わらない結果が得られた。したがって，１３０㎞及び５４㎞の各不確かさケースの地震動レベルについても，断層長さ４８０㎞における各不確かさケースの地震動レベルとほぼ等しいと推定される。このため，５４㎞ケースで入倉・三宅の手法を用いる場合の各不確かさケース（４８０㎞ケースでは入倉・三宅の手法を用いていない。）と，５４㎞ケースで壇ほか(2011)を用いる場合における破壊伝播速度の不確かさケース（４８０㎞の不確かさケースとは設定値が異なる。）とを除き，１３０㎞及び５４㎞の各不確かさケースの評価結果については，４８０㎞の各不確かさケースの評価結果で代表させることとした。
ⅲ応答スペクトルに基づく地震動評価
応答スペクトルに基づく地震動評価においては，４８０㎞，１３０㎞及び５４㎞の３ケースに加え，敷地前面海域の断層群（４２㎞）の両端にあるジョグ（各１３㎞）のさらに両端まで連動することを想定した６９㎞ケースのそれぞれについて，断層傾斜角が鉛直のモデルと北傾斜のモデルを考慮した。
また，適用する手法（距離減衰式）については，耐専式を基本とするものの，１３０㎞ケース，６９㎞ケース及び５４㎞ケースのうち，それぞれ断層傾斜角を鉛直とする３つのケースについては，耐専式による評価結果が過大となるとして，耐専式以外の複数の距離減衰式を用いた評価を行った。上記３ケースを除くケースについては，耐専式を含む複数の距離減衰式によって評価を行った。
そして，債務者は，地震規模の設定については，断層長さに基づいて，松田(1975)で紹介されている断層長さ（Ｌ）と地震のマ
－40－
グニチュード（Ｍ）との関係を示す経験式（以下「松田式」という。）により設定することとした。
ⅳ断層モデルを用いた手法による地震動評価
断層モデルを用いた手法による地震動評価を行うにあたっては，まず，中央構造線断層帯及び別府－万年山断層帯の連動を考慮した４８０㎞の基本震源モデルについて，統計的グリーン関数法及び経験的グリーン関数法により評価し，両者を比較した。なお，経験的グリーン関数法に用いる要素地震は，２００１年芸予地震（以下「芸予地震」という。）の余震である安芸灘の地震（Ｍ５．２）の本件敷地における観測記録を用いた。適用にあたっては，当該地震がスラブ内地震であるため，内陸地殻内地震の評価に用いることができるよう，距離及びパラメータ（地震モーメント，応力降下量等）を補正した。上記比較の結果，統計的グリーン関数法及び経験的グリーン関数法のいずれによった場合も整合的であることが確認されたものの，原子炉施設に影響の大きい周期０．１秒付近の地震動については経験的グリーン関数法の結果の方が厳しい結果を与えるものであったことから，断層モデルを用いた手法による地震動評価においては，経験的グリーン関数法を採用した。
⒝プレート間地震
ⅰ基本震源モデル
基本震源モデルとしては，検討用地震として選定した，内閣府検討会の南海トラフの巨大地震（陸側ケース）（Ｍ９．０）を採用することとした。
ⅱ不確かさの考慮
南海トラフの巨大地震（陸側ケース）に設定された強震動生成
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域に加え，さらに本件敷地直下にも強震動生成域を追加配置する不確かさの考慮を行った。


ⅲ応答スペクトルに基づく地震動評価
応答スペクトルに基づく地震動評価では，パラメータとしてＭ８．３を採用し，耐専式に基づき評価を行った。
ⅳ断層モデルを用いた手法による地震動評価
プレート間地震については適切な要素地震が得られていないことや，内閣府検討会が統計的グリーン関数法を用いていることを踏まえ，統計的グリーン関数法及びハイブリッド合成により評価を行った。
⒞海洋プレート内地震
ⅰ基本震源モデル
海洋プレート内地震については，１６４９年安芸・伊予の地震（Ｍ６．９）を検討用地震として選定したが，基本震源モデルの設定にあたっては，地震発生位置と規模の不確かさをあらかじめ織り込むこととし，本件敷地下方に既往最大規模（１８５４年伊予西部地震のＭ７．０）の地震を仮定するなどし，「想定スラブ内地震」として地震動評価を行った。
ⅱ不確かさの考慮
不確かさの考慮においては，１６４９年安芸・伊予の地震（Ｍ６．９）を再現したモデルをＭ７．０に較正したケース，本件敷地の真下に想定する地震規模をＭ７．２としたケース，アスペリティの位置を断層上端に配置したケース，本件敷地東方の領域に水平に近い断層面を考慮したケース（Ｍ７．４）を設定した。
ⅲ応答スペクトルに基づく地震動評価
応答スペクトルに基づく地震動評価では，耐専式に基づき評価
－42－
を行った。
ⅳ断層モデルを用いた手法による地震動評価
断層モデルを用いた手法による地震動評価では，本件敷地で得られた芸予地震の余震である安芸灘の地震の観測記録を要素地震とした経験的グリーン関数法により評価を行った。
震源を特定せず策定する地震動
債務者は，震源を特定せず策定する地震動について，次のとおり評価した。
ａ加藤ほか(2004)の知見
震源を特定せず策定する地震動に関する代表的な知見として，加藤ほか(2004)がある。震源を特定せず策定する地震動は，改訂耐震指針で規定されていたものとその考え方において違いはないため，従来同様に，加藤ほか(2004)が提案する「地震基盤における地震動」を震源を特定せず策定する地震動として考慮することとした。
ｂ震源近傍の観測記録の収集・検討
⒜債務者が観測記録の収集対象として検討した地震は，地震ガイドが例示する次の１６地震である。
Ｎｏ．１２００８年岩手・宮城内陸地震    Ｍｗ６．９Ｎｏ．２２０００年鳥取県西部地震    Ｍｗ６．６Ｎｏ，３２０１１年長野県北部地震    Ｍｗ６．２Ｎｏ．４１９９７年３月鹿児島県北西部地震    Ｍｗ６．１Ｎｏ．５２００３年宮城県北部地震    Ｍｗ６．１Ｎｏ．６１９９６年宮城県北部（鬼首）地震    Ｍｗ６．０Ｎｏ．７１９９７年５月鹿児島県北西部地震    Ｍｗ６．０Ｎｏ．８１９９８年岩手県内陸北部地震    Ｍｗ５．９Ｎｏ．９２０１１年静岡県東部地震    Ｍｗ５．９
－43－
Ｎｏ．１０１９９７年山口県北部地震    Ｍｗ５．８Ｎｏ．１１２０１１年茨城県北部地震    Ｍｗ５．８Ｎｏ．１２２０１３年栃木県北部地震    Ｍｗ５．８Ｎｏ．１３２００４年北海道留萌支庁南部地震    Ｍｗ５．７Ｎｏ．１４２００５年福岡県西方沖地震の最大余震    Ｍｗ５．４Ｎｏ．１５２０１２年茨城県北部地震    Ｍｗ５．２Ｎｏ．１６２０１１年和歌山県北部地震    Ｍｗ５．０⒝債務者は，地震ガイドがいう「地表地震断層が出現しない可能性がある地震」として上記Ｎｏ．３ないし１６を対象に，これらの地震の観測記録を収集したところ，Ｎｏ．１３の２００４年北海道留萌支庁南部地震（以下「留萌支庁南部地震」という。）では信頼性の高い観測記録が得られたものの，その他の観測記録は，加藤ほか(2004)による応答スペクトルを下回るものであったり，観測記録が観測地点の地盤の影響を受けた信頼性の低いものであったりしたとして，考慮の対象から除外した。
留萌支庁南部地震は，震源近傍の観測点において１１２７ガルという大きな加速度を観測したものである。当初，観測記録は，地表のものしか得られず，既存の地盤情報も十分ではなかったが，観測地点の地盤についてボーリング調査等が行われ，佐藤ほか(2013)によって信頼性の高い地盤モデルが得られたものである。佐藤ほか(2013)は，Ｓ波速度が９３８ｍ／秒となる深さ４１ｍを基盤層に設定した上で解析評価を行い，基盤地震動の最大加速度は５８５ガルで地表観測記録の約１／２となる（観測記録の加速度は地盤の影響によって増幅している）ことを明らかにした。また，佐藤ほか(2013)以降の追加調査によって得られた試験データを用いて解析を行ったところ，基盤地震動の最大加速度は５６１ガルとなり，佐藤
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ほか(2013)よりもやや小さめに評価された。本件敷地地盤のＳ波速度が２６００ｍ／秒である（より硬い地盤である）ことを考慮すれば，この観測記録を本件原子炉の地震動評価に用いればさらに小さい評価となるところ，不確かさを保守的に考慮した結果として，留萌支庁南部地震の基盤地震動を６２０ガルに引き上げた地震動を震源を特定せず策定する地震動として考慮した。


⒞一方，債務者は，地震ガイドがいう「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」として上記Ｎｏ．１の２００８年岩手・宮城内陸地震（以下「岩手・宮城内陸地震」という。）及びＮｏ．２の２０００年鳥取県西部地震（以下「鳥取県西部地震」という。）を対象に，本件原子炉の立地地点と岩手・宮城内陸地震及び鳥取県西部地震の震源域との地域差等について検討を行った。その結果，岩手・宮城内陸地震の震源域には新第三紀以降の火山岩，堆積岩が厚く分布しているのに対し，本件原子炉の立地地点には堅硬かつ緻密な結晶片岩が少なくとも地下２㎞まで連続している点で地域差が顕著であり，鳥取県西部地震の震源域については，地震テクトニクスが異なり，活断層の成熟度及びこれに寄与する歪み蓄積速度や地下の均質性において地域差が認められること，両地震の震源域と本件原子炉の立地地点では地震地体構造が異なっていることから，地震の起こり方も異なるとして，両地震のいずれも検討対象地震として選定する必要はないと考えた。
さらに，債務者は，鳥取県西部地震については，大局的には本件原子炉の立地地点と同じく西南日本の東西圧縮横ずれの応力場にあることから，地震が発生する地下深部の構造について検討を加え，その結果，深部地下構造に違いがあって，本件原子炉の立地地点と
－45－
鳥取県西部地震の震源域とでは地震ガイドにいう「活断層の成熟度」に地域差が認められ，やはり，鳥取県西部地震を震源を特定せず策定する地震動の評価において考慮する必然性はないと考えた。しかし，債務者は，上記の検討にかかわらず，大局的にはいずれも西南日本の東西圧縮横ずれの応力場であることを踏まえ，保守的に，鳥取県西部地震の観測記録を震源を特定せず策定する地震動として考慮することとした。
鳥取県西部地震については，鳥取県にある賀祥ダムの監査廊（以下「賀祥ダム」という。）に設置された地震計による信頼性の高い観測記録が得られている。国立研究開発法人防災科学技術研究所の強震観測網によっても信頼性の高い観測記録が得られているが，賀祥ダムの観測記録がこれを概ね上回ることなどから，震源を特定せず策定する地震動による基準地震動Ｓｓの検討においては賀祥ダムの観測記録で代表させることとした。
基準地震動Ｓｓの策定
ａ敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動のうち，応答スペクトルに基づく手法による地震動評価において求めた応答スペクトル及び基準地震動Ｓ２（本件原子炉建設時の基準地震動）の応答スペクトルを包絡するように，設計用応答スペクトルを設定し，水平方向の基準地震動Ｓｓ－１Ｈを設定するとともに，鉛直方向については，Ｓｓ－１Ｈに対して，耐専式の鉛直方向の地盤増幅率を乗じて基準地震動Ｓｓ－１Ｖを設定した。
また，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動のうち，断層モデルを用いた手法による地震動評価の結果，本件原子炉の施設に与える影響が大きいケースとして，内陸地殻内地震（中央構造線断層帯によ－46－
る地震）における検討ケースのうち，①断層長さ４８０㎞で壇ほか(2011)のスケーリング則を用いて応力降下量の不確かさを考慮したケース，②断層長さ４８０㎞でFujii   andMatsu’ura    (2000)のスケーリング則を用いて応力降下量の不確かさを考慮したケース及び③断層長さ５４㎞で入倉・三宅の手法を用いて応力降下量の不確かさを考慮したケースを選定し，経験的グリーン関数法と理論的手法によるハイブリッド合成を行った。その結果，上記の基準地震動Ｓｓ－１を一部の周期帯において超えた７ケースを基準地震動Ｓｓ－２－１ないしＳｓ－２－７とした。
また，債務者は，中央構造線断層帯に係る経験的グリーン関数を用いた評価では，東西方向の地震動の周期０．２～０．３秒で基準地震動Ｓｓ－１を超過する結果が得られているが，仮に，要素地震の南北方向の地震動が東西方向の地震動と同程度のレベルであったとすれば，南北方向でも基準地震動Ｓｓ－１を超過する可能性も否定できないとして，東西方向の周期０．２～０．３秒で基準地震動Ｓｓ－１を超過するケースのうち，基準地震動Ｓｓ－１を超過する度合いが大きく，かつスケーリング則として基本に考えている壇ほか(2011)に基づいて評価した断層長さ４８０㎞で応力降下量の不確かさ（２０Ｍ㎩）を考慮したケースについて，東西方向と南北方向の地震波を入れ替えたケースを仮想してＳｓ－２－８として設定した。
なお，プレート間地震及び海洋プレート内地震ではＳｓ－１を下回ることから，いずれの地震も基準地震動Ｓｓ－２としては設定しなかった。
ｂ震源を特定せず策定する地震動
震源を特定せず策定する地震動のうち，加藤ほか(2004)は基準地震動Ｓｓ－１に包絡されることから，Ｓｓ－１を一部の周期帯で超える
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留萌支庁南部地震の基盤地震動及び鳥取県西部地震の際の賀祥ダムの観測記録を基準地震動Ｓｓ－３として選定することとした。
ｃ基準地震動Ｓｓの最大加速度
以上の結果，基準地震動Ｓｓとして基準地震動Ｓｓ－１では１ケース，基準地震動Ｓｓ－２は８ケース，基準地震動Ｓｓ－３は２ケースをそれぞれ設定した。これらの最大加速度の一覧は，次のとおりである（なお，単位はガル。また，「Ｈ」は水平動，「Ｖ」は鉛直動，「ＮＳ」は水平動ＮＳ成分，「ＥＷ」は水平動ＥＷ成分，「ＵＤ」は鉛直動ＵＤ成分を示す。）。
⒜敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
ⅰ応答スペクトルに基づく地震動評価による基準地震動
・Ｓｓ－１    Ｈ：６５０，Ｖ：３７７
ⅱ断層モデルを用いた手法による地震動評価による基準地震動（なお，いずれも中央構造線断層帯によるものである。）・Ｓｓ－２－１（４８０㎞，壇ほか(2011)，２０Ｍ㎩，西破壊）
ＮＳ:５７９，ＥＷ:３９０，ＵＤ:２１０


・Ｓｓ－２－２（４８０㎞，壇ほか(2011)，２０Ｍ㎩，中央破壊）ＮＳ：４５６，ＥＷ：４７８，ＵＤ：１９５
・Ｓｓ－２－３（４８０㎞，壇ほか(2011），２０Ｍ㎩，第１アスペリティ西破壊)ＮＳ：３７１，ＥＷ：４１８，ＵＤ：
２６３
・Ｓｓ-２－４（４８０㎞，Fujii   andMatsu’ura(2000)，１．５倍，西破壊）ＮＳ：４５２，ＥＷ：４９４，ＵＤ：２８０・Ｓｓ-２-５（４８０㎞，Fujii    andMatsu’ura    (2000)，１．５倍，中央破壊）ＮＳ：４５２，ＥＷ：３８８，ＵＤ：１９９
－48－
・Ｓｓ－２－６（４８０㎞，Fujii    andMatsu’ura    (2000)，１．５倍，東破壊）ＮＳ：２９１，ＥＷ：３６０，ＵＤ：
２０１
・Ｓｓ－２－７（５４㎞，入倉・三宅の手法，１．５倍，中央破壊）ＮＳ：４５８，ＥＷ：３７１，ＵＤ：１７８・Ｓｓ-２－８（４８０㎞，壇ほか(2011)，２０Ｍ㎩，中央破壊，入替）ＮＳ：４７８，ＥＷ：４５６，ＵＤ：１９５
⒝震源を特定せず策定する地震動
・Ｓｓ－３－１（留萌支庁南部地震を考慮した地震動）    Ｈ：
６２０，Ｖ：３２０
・Ｓｓ－３－２（鳥取県西部地震賀祥ダムの観測記録）    ＮＳ
：５２８，ＥＷ：５３１，ＵＤ：４８５
基準地震動Ｓｓの年超過確率
ａ年超過確率の算定方法
年超過確率の算定は，一般社団法人日本原子力学会（以下「日本原子力学会」という。）が定めた「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：２００７」（以下「原子力学会(2007)」という。）に基づき，「特定震源モデルに基づく評価」及び「領域震源モデルに基づく評価」を実施した。
「特定震源モデルに基づく評価」は，一つの地震に対して，震源の位置，規模及び発生頻度を特定して扱うモデルで，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」に対応する。債務者は，敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）による地震，その他の活断層で発生する地震及び南海地震を考慮した。
「領域震源モデルに基づく評価」は，ある拡がりを持った領域の中で発生する地震群として取り扱うモデルで，「震源を特定せず策定す
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る地震動」に対応する。債務者は，活断層の存在が知られていないところで発生し得る内陸地殻内地震，南海地震以外のフィリピン海プレートで発生する地震（プレート間地震及び海洋プレート内地震）を考慮した。
そして，両モデルにおける年超過確率を足し合わせて，全体としての年超過確率を算定した。
ｂ年超過確率の算定結果
債務者は，上記ａにより年超過確率を算定した結果として，基準地震動Ｓｓ－１の年超過確率は，１０－４～１０－６／年（１万年～１００万年に１回）程度であり，基準地震動Ｓｓ－２及び基準地震動Ｓｓ－３の年超過確率も同程度であるとした。
ウ原子力規制委員会の審査結果
原子力規制委員会による債務者の基準地震動策定の審査の結果は次のとおりである（乙１３）。
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
原子力規制委員会は，審査の過程において，①敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）による地震動評価に当たっては，当該断層群が長大であるため，部分破壊も考慮するとともに，スケーリング則の適用性を検討すること，②破壊伝播速度につき，敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）が長大な横ずれ断層であることを考慮し，最新の知見を考慮して検討することを求めた。
この点に関して債務者がした上記地震動評価は，原子力規制委員会による上記求めに応じて補正された結果である。
震源を特定せず策定する地震動
原子力規制委員会は，審査の過程において，①震源を特定せず策定する地震動の評価で収集対象となる内陸地殻内の地震の例として地震ガイ
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ドに示している全ての地震について観測記録等を収集し，検討することを求め，このうち鳥取県西部地震については，鳥取県西部地震震源域と本件原子炉立地地点との間に地質学的背景に大きな地域差が認められない旨指摘し，②留萌支庁南部地震については，その地震観測記録について，既往の知見である微動探査等に基づく地盤モデルによるはぎとり解析のみならず，適切な地質調査データに基づく地盤モデルによるはぎとり解析等を求めた。
この点について債務者がした上記地震動評価は，原子力規制委員会による上記求め又は指摘を踏まえた結果である。
原子力規制委員会は，上記及びを経た上で，債務者が策定した基準地震動が設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合しているとした。⑾本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後－地すべり）
ア新規制基準等の内容について
耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震の発生によって生ずるおそれがある斜面の崩壊に対し安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない（設置許可基準規則４条３項，４項）。
そして，同規則の定めるところは，設置許可基準規則解釈別記２第８項において，耐震重要施設の周辺斜面について，基準地震動による地震力を作用させた安定解析を行い，崩壊のおそれがないことを確認するとともに，崩壊のおそれがある場合には，当該部分の除去及び敷地内土木工作物による斜面の保持等の措置を講じることにより，耐震重要施設に影響を及ぼすことがないようにすることをいうものである旨具体化されており，上記の安定解析の際の方針として，次の方針によるべき旨を定めている（乙６８）。
安定性の評価対象としては，重要な安全機能を有する設備が内包され
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た建屋及び重要な安全機能を有する屋外設備等に影響を与えるおそれの
ある斜面とすること
地質・地盤の構造，地盤等級区分，液状化の可能性及び地下水の影響


等を考慮して，すべり安全率等により評価すること
評価に用いる地盤モデル，地盤パラメータ及び地震力の設定等は，基礎地盤の支持性能の評価に準じて行うこと。特に地下水の影響に留意す
ること
また，上記設置許可基準規則及び同規則解釈に基づく安全審査において周辺斜面等の安定性評価の妥当性を確認する際に用いられる審査ガイド（地盤ガイド）には，上記のすべり安全率の評価基準値としてこれを「１．２」とする旨定めている（審尋の全趣旨）。
イ債務者は，本件原子炉施設の周辺斜面の安定性について，次のとおり評価した（乙１１，２７０）。
債務者は，本件原子炉施設の周辺斜面を構成する岩盤について解析用物性値を設定するにあたり，一般的に広く用いられている，いわゆる「電中研方式」の分類法を参考に，地質調査結果に基づき，堅い岩盤から順に，ＣＨ級，ＣＭ級，ＣＬ級及びＤ級の４段階に岩盤分類を行った。その上で，同一の岩盤分類においても，風化の程度，割れ目の状態等によって強度特性等に幅があることを考慮し，解析用岩盤分類として，Ｉ級①～③（ＣＨ級），Ⅱ級（ＣＭ級）及びⅢ級（ＣＬ級，Ｄ級及び表土等。評価対象の地盤に応じてより詳細にⅢ級①及び②を設定）に分類した。そして，それらの解析用岩盤分類に応じて，強度特性のばらつきを考慮した上で解析用物性値を設定した。また，敷地内にみられる断層の解析用物性値については，断層内部に粘土状の軟質部を介さず岩石相当の物性を有していると判断できる断層とそれ以外の断層とに分けて設定した。
－52－
そして，債務者は，耐震重要施設及び常設重大事故等対処施設と周辺斜面との離隔距離や崩壊した場合のすべりの向きを考慮して，安定性評価の対象とする斜面として，本件原子炉施設の原子炉建屋の周辺斜面，空冷式非常用発電装置の周辺斜面及び海水ピットの周辺斜面をそれぞれ抽出した。その上で，各評価対象斜面について，周辺斜面の岩級，勾配，高さ，敷地内断層の性状等を考慮して，斜面の高さが高い断面，斜面の勾配が急な断面等，最も厳しい評価となると想定される断面を選定し，評価対象断面とした。
次に，債務者は，原子力発電所耐震設計技術指針（ＪＥＡＧ４６０１－２００８。乙１０８）を参考に，評価対象断面に対して簡便法を用いた絞り込みを行い，すべり安全率が最も厳しくなる１断面をそれぞれ選定した上で解析モデルを作成した。もっとも，債務者は，上記評価対象斜面のうち，重油タンクの東側斜面については，斜面の高さ（約３０ｍ）に対して重油タンクと上記斜面の法尻との離隔距離が約９０ｍであったことから，仮に斜面崩壊を生じても重油タンクに影響を及ぼさないものとして，詳細な解析評価の対象から除外した。
債務者は，基準地震動Ｓｓとして策定した全１１波（Ｓｓ－１（１波），Ｓｓ－２（８波）及びＳｓ－３（２波））を用いて，本件原子炉の原子炉建屋の周辺斜面，空冷式非常用発電装置の周辺斜面及び海水ピットの周辺斜面の想定すべり面におけるすべり安全率を解析・評価した。想定すべり面としては，簡便法により抽出したすべり面，断層沿いのすべり面及び応力状態を考慮したすべり面（局所安全係数やモビライズド面を考慮したすべり面）についてそれぞれ検討した。
その結果，上記各想定すべり面について得られたすべり安全率の最小値は，いずれも地盤ガイドが定める評価基準値（１．２）を上回った。また，全体で最もすべり安全率が小さくなるすべり面（すべり安全率は－53－
１．３）に対し，更なる地盤物性のばらつき等を考慮した場合でも，すべり安全率は上記評価基準値を上回ることに変わりはなかった。なお，債務者は，最も小さなすべり安全率を示したすべり面を含む斜面である本件原子炉の南側斜面を含む原子炉建屋の周辺斜面については，斜面表面に保護工（ロックアンカー，ロックボルト，鉄筋コンクリート製の擁壁・格子枠）を施している（乙２７０）。
ウ原子力規制委員会の審査
原子力規制委員会は，耐震重要施設の周辺斜面について，債務者が基準地震動による地震力を作用させた適切な動的解析を行い，崩壊のおそれがないことを確認していることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していること及び地盤ガイドを踏まえているとした（乙１３）。⑿本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後－液状化）
ア新規制基準等の内容について
耐震重要施設は，変形した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなければならない（設置許可基準規則３条２項）。そして，同規則の定めるところは，設置許可基準規則解釈別記１第２項において，「変形」とは，地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下，液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状をいうものである旨具体化されている（乙６８）。
イ債務者による評価について
債務者は，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ことから，本件原子炉の敷地において，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と評価した（乙１１）。
ウ原子力規制委員会の審査
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原子力規制委員会は，地盤の変形について，債務者の耐震重要施設の支持地盤の変形に係る設計方針，地殻変動による傾斜に関する評価が適切であり，変形した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に当該施設を設けるとしていることから，設置許可基準規則解釈別記１の規定に適合していること及び地盤ガイドを踏まえていることを確認した（乙１３）。
⒀本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後－津波）
ア新規制基準等の内容について
設計基準対象施設は，その供用中に当該設計基準対象施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波（以下「基準津波」という。）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない（設置許可基準規則５条）。


そして，設置許可基準規則解釈別記３は，基準津波は，「最新の科学的・技術的知見を踏まえ，波源海域から敷地周辺までの海底地形，地質構造及び地震活動性等の地震学的見地から想定することが適切なものを策定すること。また，津波の発生要因として，地震のほか，地すべり，斜面崩壊その他の地震以外の要因，及びこれらの組合せによるものを複数選定し，不確かさを考慮して数値解析を実施し，策定すること。また，基準津波の時刻歴波形を示す際は，敷地前面海域の海底地形の特徴を踏まえ，時刻歴波形に対して施設からの反射波の影響が微少となるよう，施設から離れた沿岸域における津波を用いること。なお，基準津波の策定に当たっての調査については，目的に応じた調査手法を選定するとともに，調査手法の適用条件及び精度等に配慮することによって，調査結果の信頼性と精度を確保すること」とした上で，基準津波を次の方針により策定することと定めている（乙６８）。
津波を発生させる要因として，次に示す要因を考慮するものとし，敷
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地に大きな影響を与えると予想される要因を複数選定すること。また，津波発生要因に係る敷地の地学的背景及び津波発生要因の関連性を踏まえ，プレート間地震及びその他の地震，又は地震及び地すべり若しくは斜面崩壊等の組合せについて考慮すること。
・プレート間地震
・海洋プレート内地震
・海域の活断層による地殻内地震
・陸上及び海底での地すべり及び斜面崩壊
・火山現象（噴火，山体崩壊又はカルデラ陥没等）プレート形状，すべり欠損分布，断層形状，地形・地質及び火山の位置等から考えられる適切な規模の津波波源を考慮すること。この場合，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，津波の発生機構及びテクトニクス的背景の類似性を考慮した上で検討を行うこと。また，遠地津波に対しても，国内のみならず世界での事例を踏まえ，検討を行うこと。
プレート間地震については，地震発生域の深さの下限から海溝軸までが震源域となる地震を考慮すること。
他の地域において発生した大規模な津波の沖合での水位変化が観測されている場合は，津波の発生機構，テクトニクス的背景の類似性及び観測された海域における地形の影響を考慮した上で，必要に応じ基準津波への影響について検討すること。
基準津波による遡上津波は，敷地周辺における津波堆積物等の地質学的証拠及び歴史記録等から推定される津波高及び浸水域を上回っていること。また，行政機関により敷地又はその周辺の津波が評価されている場合には，波源設定の考え方及び解析条件等の相違点に着目して内容を精査した上で，安全側の評価を実施するとの観点から必要な科学的・技
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術的知見を基準津波の策定に反映すること。
耐津波設計上の十分な裕度を含めるため，基準津波の策定の過程に伴う不確かさの考慮に当たっては，基準津波の策定に及ぼす影響が大きいと考えられる波源特性の不確かさの要因（断層の位置，長さ，幅，走向，傾斜角，すべり量，すべり角，すべり分布，破壊開始点及び破壊伝播速度等）及びその大きさの程度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を十分踏まえた上で，適切な手法を用いること。津波の調査においては，必要な調査範囲を地震動評価における調査よりも十分に広く設定した上で，調査地域の地形・地質条件に応じ，既存文献の調査，変動地形学的調査，地質調査及び地球物理学的調査等の特性を活かし，これらを適切に組み合わせた調査を行うこと。また，津波の発生要因に係る調査及び波源モデルの設定に必要な調査，敷地周辺に襲来した可能性のある津波に係る調査，津波の伝播経路に係る調査及び砂移動の評価に必要な調査を行うこと。
基準津波の策定に当たって行う調査及び評価は，最新の科学的・技術的知見を踏まえること。また，既往の資料等について，調査範囲の広さを踏まえた上で，それらの充足度及び精度に対する十分な考慮を行い，参照すること。なお，既往の資料と異なる見解を採用した場合には，その根拠を明示すること。
基準津波については，対応する超過確率を参照し，策定された津波がどの程度の超過確率に相当するかを把握すること。
また，新規制基準に基づいて行う発電用軽水型原子炉施設の設置許可段階の基準津波策定に係る安全審査において，審査官等が設置許可基準規則及び同規則解釈の趣旨を十分踏まえ，基準津波策定の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的として津波ガイドが策定されている（乙１５６）。
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イ債務者による評価について
債務者は，次のとおりの調査，検討に基づき，基準津波を策定した（乙１１，１５５）。
既往津波に関する調査
債務者は，本件敷地に影響を及ぼしたと考えられる既往津波に関し，文献調査及び津波堆積物に関する調査を行った。
文献調査の結果，債務者は，瀬戸内海地域を震源とする地震による津波記録として１５９６年慶長豊後地震（以下「慶長豊後地震」という。）の記録があるものの，これによる被害の記録は別府湾沿岸に限られ，本件敷地周辺において被害があったという記録には接しなかった。また，太平洋側で発生する南海トラフ沿いのプレート境界地震に伴う津波については，過去の津波痕跡高さに関する既存の評価から，瀬戸内海沿岸における津波高さは最大で３ｍ程度と考えられた。一方，地震以外に起因する津波については，文献調査によっては，本件敷地周辺に被害をもたらしたという記録は認められなかった。
債務者は，敷地前面海域である伊予灘をはじめ，別府湾，周防灘及び豊後水道の沿岸部を調査対象とし，当該地域における津波堆積物の報告事例を調査した。その結果，豊後水道沿岸では比較的顕著な津波の痕跡が残されているものの，佐田岬西端の調査地点ではこれらの痕跡は残っておらず，太平洋側から本件原子炉施設が立地する伊予灘側に入り込んでくる津波の影響は小さいと考えられた。また，瀬戸内海側においても，正断層型の海底活断層が分布する別府湾では津波の痕跡が見られるものの，横ずれ型の海底活断層が分布する伊予灘での津波の痕跡を報告したものはなかった。
津波発生要因の検討（対象津波の選定）と津波評価
債務者は，上記の調査結果等を踏まえ，津波発生要因ごとの検討を行
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い，数値シミュレーションによる評価の対象とする津波（対象津波）の選定を行った。そして，対象津波について，不確かさを考慮した数値シミュレーションを実施して津波による水位変動を評価した。
ａ地震に起因する津波の検討
本件原子炉施設に影響を与える可能性がある地震に起因する津波として，次のとおり，海域の活断層に想定される地震に伴う津波及びプレート境界付近に想定される地震に伴う津波について検討した。なお，債務者は，海洋プレート内地震に伴う津波については，フィリピン海プレートがユーラシアプレートに潜り込む境界（南海トラフ）よりも本件原子炉施設から見て遠方で発生することが想定されるものの，想定される津波の規模及び本件敷地とプレート境界との位置関係から，プレート境界付近に想定される地震に伴う津波と比較して影響が有意に小さいため，その影響は，プレート境界付近に想定される地震に伴う津波に包含されるものとして，個別の検討は必要ないと判断した。
⒜海域の活断層による地震に伴う津波の検討


債務者は，本件敷地に最も近い海域の活断層が敷地前面海域の断層群であること，同断層群は，地震に伴って大きな津波が生じる可能性が低いとされる横ずれ断層ではあるが，仮に縦ずれとなるすべり成分を加味して津波を想定した場合には，本件敷地との距離から見て当該断層群に想定される地震による津波が本件原子炉施設に影響を及ぼす可能性が高いと考えられたことから，海域の活断層については当該断層群の地震による津波を対象津波として選定することとした。
そして，敷地前面海域の断層群（長さ５４㎞）は，中央構造線断層帯を構成する活断層であることから，地震動評価と同様，中央構造線断層帯（長さ約３６０㎞）及び別府－万年山断層帯が連動する
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ケースを想定し，このうち，海域の区間として伊予セグメント（断層長さ約３３㎞），敷地前面海域の断層群及び別府－万年山断層帯（以下「本件海域部断層群」という。）を対象として波源の基準断層モデルを設定することとした。
地震規模の設定は，伊予セグメント及び敷地前面海域の断層群については，各断層長さの合計８７㎞を地震規模想定区間として，土木学会原子力土木委員会津波評価部会「原子力発電所の津波評価技術」（以下「土木学会(2002)」という。）に記載の武村(1998)の手法（以下「武村式(1998)」という。）によることとし，別府－万年山断層帯については，別府湾沿岸に甚大な津波被害を及ぼしたとされる慶長豊後地震に対して大分県がその痕跡高を精緻に再現した「大分県津波浸水予測調査報告書」（以下「大分県(2013)」という。）の断層モデル（以下「大分県モデル」という。）を用いることを基本とし，豊予海峡断層を佐田岬西端まで延伸することで，地震規模が大きくなるように設定することとした。
数値シミュレーションの実施にあたっては，不確かさを考慮し，断層傾斜角，すべり角，すべり量等，計算に必要なデータをそれぞれ複数設定した。具体的には，基準断層モデルとして，本件海域部断層群のうち，「敷地前面海域の断層群＋伊予セグメント」については，断層傾斜角鉛直，すべり角１８０度，すべり量７．５９ｍなどと設定した上で，これに断層傾斜角の不確かさ等を考慮した複数のパラメータスタディモデル（いずれも「敷地前面海域の断層群＋伊予セグメント」の全域にわたってすべり量が７～８ｍで一様であると仮定したモデル。以下，これを「一様すべり量モデル」という。）を設定した。また，一様すべり量モデルに加え，原子力規制委員会から，基準地震動策定における震源モデルと整合的なモデル
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を想定するよう求められたことから，壇ほか(2011)の知見に基づいて，「敷地前面海域の断層群＋伊予セグメント」につき，平均すべり量を２．６７ｍと仮定した上で，すべり量の不確かさを複数考慮することで断層の不均質な破壊を考慮したモデル（以下「不均質モデル」という。）を設定した。
その結果，津波による水位上昇は最大で東京湾平均海面（Ｔ.Ｐ.）＋７．５６ｍ（＝５．９４ｍ＋１．６２ｍ，評価地点：本件原子炉敷地前面）であり，水位下降はＴ.Ｐ.－４．０８ｍ（＝－２．３９ｍ－１．６９ｍ，評価地点：本件原子炉海水取水口）であった。
⒝プレート間地震に伴う津波の検討
南海トラフ沿いのプレート境界における地震に伴う津波のモデルについては，過去の地震津波に基づくものがあるほか，過去の津波の波高を包絡するように設定された中央防災会議の「想定東南海・南海津波」，東北地方太平洋沖地震を踏まえて想定された内閣府検討会の「南海トラフの巨大地震に伴う津波」がある。債務者は，上記のうち，地震規模が最も大きく，本件敷地に対して最も影響が大きいと考えられる津波である「南海トラフの巨大地震に伴う津波」を対象津波として選定した。
また，津波ガイドでは，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として３つの領域を例示しており，南海トラフについては，南海トラフから南西諸島海溝まで含めた領域が対象領域として区分されている（乙１５６）。そして，南海トラフの海域は，テクトニクス的背景が２００４年スマトラ島沖地震が発生したスマトラ島～アンダマン諸島の領域と類似しているとの指摘があること等を踏まえ，「南海トラフから南西諸島海溝までの領域を対象とした津波」についても，対象津波として選定した。
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ⅰ南海トラフの巨大地震に伴う津波
内閣府検討会は，東北地方太平洋沖地震を契機として中央防災会議の下に設置された「東北地方太平洋沖地震を教訓とした地震・津波対策に関する専門調査会」により示された「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・津波を検討し，公表している。
このうち，内閣府検討会は，想定津波波源域については，東側（駿河湾側）は駿河湾における南海トラフのトラフ軸から，南西側（日向灘側）は九州・パラオ海嶺の北側付近でフィリピン海プレート境界面の深さ約３０㎞からそれよりもやや深い深部低周波地震が発生している領域まで（日向灘の領域はプレート境界面の深さ約４０㎞まで）としている。
また，内閣府検討会は，津波波源モデルの設定にあたっては，南海トラフで発生した過去の地震に加えて，世界の海溝型地震の震源断層モデルの調査結果も踏まえて，地震規模（Ｍｗ９．１）を設定するとともに，津波水位への影響が大きい断層のすべり量に関して，「大すべり域（約２０ｍ）」，「超大すべり域（約４０ｍ）」の設定を行うとともに，波源が広大で，「大すべり域」等の設定位置により地域ごとの影響度合いが異なることから，「大すべり域」等の位置を複数想定し，全１１ケースの検討を実施している。
債務者は，内閣府検討会が公表した全１１ケースのうち，本件原子炉施設への影響が大きいと考えられる四国沖から九州沖に大すべり域及び超大すべり域が設定されているケースの中から「四国沖～九州沖」に「大すべり域＋超大すべり域」を設定したケー
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スによる津波を対象津波として選定した（南海トラフの巨大地震に伴う津波）。
南海トラフの巨大地震に伴う津波の数値シミュレーションの結果，水位上昇は最大でＴ．Ｐ．＋２．４５ｍ（＝０．８３ｍ＋１．６２ｍ，評価地点：本件原子炉敷地前面）であり，水位下降は最大でＴ．Ｐ．－２.５５ｍ（＝－０．８６ｍ－１．６９ｍ，評価地点：本件原子炉海水取水口）であった。
ⅱ南海トラフから南西諸島海溝までの領域を対象とした津波債務者は，南海トラフから琉球海溝において，プレート境界面における固着域に関する分析を実施し，その分析結果に基づき，すべり量等の不確かさを考慮した津波波源を設定し，数値シミュレーションを実施することとした。


そして，南海トラフから琉球海溝について，垣見ほか(2003)の地震地体構造区分等を参考に，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４つに区分し，各領域での固着域に関する分析及び領域境界を越えて固着域が破壊する可能性の検討を行った。債務者は，上記の分析・検討の結果に加え，現在の知識・データを超えることがあり得るとの観点から，琉球海溝の海溝軸付近での固着域が東北地方太平洋沖地震と同様のＭｗ９．０の大きさで破壊する場合を想定し，琉球海溝北部から琉球海溝中部までの範囲を断層面積とした津波波源を設定することとした。また，債務者は，大すべり域の位置を，本件発電所に近い北東部の領域に設定し，破壊様式につき，瞬時破壊及び破壊伝播を想定した合計３つのケースを想定した検討を行うこととした。そして，南海トラフから南西諸島海溝までの領域を対象とした津波数値シミュレーションの結果，水位上昇は最大でＴ.Ｐ.＋２．
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０２ｍ（＝０．４０ｍ＋１．６２ｍ，評価地点：本件原子炉敷地前面）であり，取水口における水位下降はＴ.Ｐ.－２．０５ｍ（＝－０．３６ｍ－１．６９ｍ，評価地点：本件原子炉海水取水口）となった。
ｂ海底及び陸上での地すべりに伴う津波の検討
⒜海底地すべりに伴う津波
債務者は，本件敷地が外洋からの津波の影響が小さい上，海底地形が極めて平坦な瀬戸内海の伊予灘に面しており，本件敷地周辺において海底地すべりによる津波被害があったという記録も見当たらないこと，本件敷地周辺の海底地形判読及び音波探査記録を用いた検討によっても，本件敷地周辺に海底地すべりの痕跡が認められなかったことから，仮に海底地すべりを要因とする津波があったとしても，本件原子炉施設に与える影響は，他の要因による津波に比べ小さいものであると判断した。
⒝伊予灘沿岸部の地すべりに伴う津波
本件敷地周辺の陸域には，三波川帯の塩基性片岩が広く分布し，地すべりの痕跡が点在している。地すべりを引き起こす「きっかけ」としては地震又は降雨が考えられる。
このうち，地震に伴う地すべりについては，日本地すべり学会「地震地すべり」によって総括されており，慶長豊後地震の際に大分県で発生した事例を含め，過去の地震に伴う地すべりの発生箇所が整理されているところ，債務者は，本件敷地周辺において地震に伴う１０万㎥を超える地すべりの報告には接しなかった。また，四国における三波川帯の大規模崩壊は，剣山北東から石鎚山南方の四国山地部で多く，中央構造線沿いではむしろ少ないとの知見もあることから，債務者は，本件敷地周辺において地震に伴う地すべりが
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発生し，同敷地に影響を与えるような津波を生じる可能性は極めて低いものと判断した。
一方，三波川変成岩類分布域においては，古い地すべり地が部分的に降雨地すべりを発生した事例の報告があることなどから，本件原子炉の敷地周辺で見られる地すべりの痕跡は降雨に伴う地すべりによるものであると考えられた。しかし，債務者は，その多くは地形の開析状況等から形成時期が非常に古く，地すべり土塊の大部分は山腹に残って長年にわたって安定していること，一般に四国の大規模崩壊（深層崩壊）は高度５００ｍ以上の地域に分布するとの知見があるところ，本件敷地は標高３００ｍ程度の細長い半島に位置するから，地すべりの規模もおのずと制限されるものと考えられること，同敷地周辺に深層崩壊の報告事例も認められないことなどの事情から，降雨に伴う地すべりによって本件原子炉の敷地に影響を与えるような津波を生じる可能性は低いものと判断した。もっとも，債務者は，津波に対する備えに万全を期し，津波に対する安全余裕を十分に確保する観点から，沿岸部の自然斜面で降雨に伴う地すべりが発生して岩屑流（地すべり土塊）が海面に突入することで生じる津波について影響を検討することとした。
検討の対象とする地すべり地点の選定に当たっては，防災科学技術研究所の地すべり地形分布図に示された地すべり地形及び１万分の１空中写真を用いた独自の地形判読によって敷地付近の伊予灘沿岸部に分布する地すべり地形を抽出し，地表踏査等によって地すべりの認定，さらには地すべり範囲の確認を行い，縮尺５千分の１の地形図に整理した。認定した地すべり地について，その規模と敷地までの距離等を勘案し，立神岩，小島，海岬西，海岬及び亀浦の５地点において発生する地すべりに伴う津波を対象津波として選定し
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た。
そして，上記のとおり選定された各地点について数値シミュレーションをした結果，水位上昇は最大でＴ.Ｐ.＋６．３５ｍ（＝４．７３ｍ＋１．６２ｍ，評価地点：本件原子炉敷地前面）であり，水位下降は最大でＴ.Ｐ.－３．３６ｍ（＝－１．６７ｍ－１．６９ｍ，評価地点：本件原子炉海水取水口）であった。
ｃ火山の山体崩壊に伴う津波の検討
本件敷地前面海域である伊予灘沿岸において将来の活動性を考慮する火山としては，伊予灘西方の別府湾沿いに位置する鶴見岳が存在する。別府湾沿岸では，鹿鳴越などの古い第四紀火山が過去に大規模な山体崩壊を発生させた痕跡が岩屑なだれ堆積物として残っている。また，歴史時代にも，慶長豊後地震に伴って内陸の水口山北斜面で津江岩屑なだれが発生している。この地震の際には沿岸の高崎山で崖崩れが発生したとされ，津波の二次的な要因となった可能性も指摘されている。
このようなことから，債務者は，本件原子炉施設への影響を考慮すべき津波として，別府湾沿岸の火山の山体崩壊に起因する津波を考慮することとし，中でも活火山であり山体規模も突出して大きい鶴見岳（伽藍岳含む。）の山体崩壊に伴う津波を検討することとした。検討にあたっては，鶴見岳の地形，過去の崩壊規模等を考慮し，山体が大きく別府湾への崩壊物の流入量も大きい鶴見岳東麓の崩壊を想定することとし，①既往最大規模の山体崩壊（崩壊土砂の体積：２０００万㎥）及び②仮想的に山頂を含む大規模な山体崩壊（同５億４０００万㎥）に起因する津波を対象津波として選定した。
上記のとおり選定された各対象津波につき数値シミュレーションをした結果，最も厳しいケースとなったのは水位上昇側及び水位下降側
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のいずれも仮想的なケースである上記②であり，水位上昇は最大でＴ.Ｐ.＋２．５６ｍ（＝０．９４ｍ＋１．６２ｍ，評価地点：本件原子炉敷地前面）であり，水位下降は最大でＴ.Ｐ.－２．４０ｍ（＝－０．７１ｍ－１．６９ｍ，評価地点：本件原子炉海水取水口）であった。なお，津波の要因となる火山現象としては，山体崩壊以外にも，海底火山の噴火，火砕流等が考えられるが，債務者は，本件原子炉施設において活動を考慮すべき火山には海底火山は存在せず，また，これらの火山の火砕流堆積物の分布も内陸部に限定されることから，これらを要因とする津波の発生は想定されないものと判断した。
重畳の検討
債務者は，上記の各津波発生要因（海域の活断層に想定される地震に伴う津波，プレート境界付近に想定される地震に伴う津波，地すべりに伴う津波及び火山の山体崩壊に伴う津波）のそれぞれ二つずつの津波発生要件ごとに，重畳する必要性を具体的に検討した。その結果，債務者は，これら各津波発生要因相互の関連性は低いことから，基本的にはこれらの組合せを考慮する必要はないと考えた。
もっとも，債務者は，本件海域部断層群の地震によって上記で評価対象とした各地すべり地点において小規模な地すべり又は斜面崩壊が発生する可能性は否定できないことなどから，さらなる安全性向上を図るべく，敷地前面海域の断層群による地震に伴う津波と地すべりに伴う津波（地震に伴う小規模な地すべり又は斜面崩壊はこれに包含される。）を重畳させた津波（以下「重畳津波」という。）につき，数値シミュレーションによる評価を行うこととした。
数値シミュレーションの実施にあたっては，地震発生後，地すべりが発生するタイミングを調整するなどの不確かさを考慮し，十分に安全側の結果が得られるよう複数の検討ケースで評価を行った。数値シミュレ
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ーションの結果，水位上昇は最大でＴ.Ｐ.＋８．１２ｍ（＝６．５０ｍ＋１．６２ｍ，評価地点：本件原子炉施設敷地前面）であり，水位下降は最大でＴ.Ｐ.－４．６０ｍ（＝－２．９１ｍ－１．６９ｍ，評価地点：本件原子炉海水取水口）であった。
基準津波の策定
債務者は，上記各津波発生要因及び重畳津波についてした数値シミュレーションによる評価を踏まえ，本件原子炉施設に最も大きな影響を与える津波を基準津波として策定することとした。
そして，施設からの反射波の影響が微小となるよう，敷地から沖合へ約２．５㎞離れた水深約４７ｍの地点を定義地点として選定し，５波の基準津波を策定した。
超過確率
債務者は，日本原子力学会「日本原子力学会標準原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準：２０１１」（以下「原子力学会(2012)」という。）及び土木学会原子力土木委員会津波評価部会「確率論的津波ハザード解析の方法」（以下「土木学会(2011)」という。）を参考に，確率論的津波ハザード評価を行い，基準津波による水位の超過確率を参照した。その結果，基準津波定義地点における基準津波の最高水位及び最低水位の年超過確率は，それぞれ１０－７～１０－８程度及び１０－５～１０－６程度であった。なお，債務者は，地すべり津波については，発生頻度を設定することが困難であるとして，評価に含めないこととした。
ウ原子力規制委員会の審査結果
原子力規制委員会による債務者の基準津波の審査の結果は次のとおりである（乙１３）。
地震に伴う津波
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原子力規制委員会は，審査の過程において，敷地前面海域の断層群について連動を考慮した波源を基本ケースとして評価すること，すべり量に関係する剛性率の妥当性を検討すること，津波シミュレーション計算で設定する渦動粘性係数の影響を検討することを求めた。そこで，債務者は，伊予セグメント，敷地前面海域の断層群及び別府－万年山断層帯（すなわち，本件海域部断層群）が連動するケースを基本ケースとするとともに，剛性率，渦動粘性係数の値を見直して津波の評価を示した。上記のとおり見直した後の評価が上記イａである。原子力規制委員会は，債務者が実施した地震に伴う津波の評価（ただし，上記イａのとおり見直した後のもの）につき，波源モデルの設定等に必要な調査を実施するとともに，行政機関が行った津波シミュレーションも適切に反映し，不確かさを考慮して波源の特性や位置等から考えられる適切な規模の津波波源を設定して適切な手法で評価を行っており，設置許可基準規則解釈別記３の規定に適合しているとした。
地震以外の要因による津波
原子力規制委員会は，債務者が実施した地震以外の要因による津波の評価については，波源モデルの設定等に必要な調査を実施するとともに，不確かさを考慮して波源の特性や位置等から考えられる適切な規模の津波波源を設定して適切な手法で評価を行っており，設置許可基準規則解釈別記３の規定に適合しているとした。
地震に伴う津波と地震以外の要因による津波の重畳
原子力規制委員会は，債務者が実施した地震に伴う津波と地震以外の要因による津波の重畳の評価については，敷地の地学的背景及び津波発生要因の関連性を踏まえて波源を適切に組み合わせ，適切な手法で評価を行っており，設置許可基準規則解釈別記３の規定に適合しているとした。
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基準津波の策定等
原子力規制委員会は，債務者が，適切な位置で基準津波の時刻歴波形を策定するとともに，基準津波による水位変動に伴う砂移動の評価を適切に行っており，設置許可基準規則解釈別記３の規定に適合しているとした。
⒁本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後－火山現象）
ア新規制基準等の内容について
安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならないとされているところ（設置許可基準規則６条１項），設置許可基準規則解釈によれば，ここに「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいうものとされている（乙６８）。
火山ガイドは，新規制基準を受け，上記各自然現象のうち「火山の影響」について，原子力発電所への火山影響を適切に評価するため，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出，抽出された火山の火山活動に関する個別評価，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山事象の抽出及びその影響評価のための方法と確認事項をとりまとめ，もって，新規制基準が求める火山の影響により原子炉施設の安全性を損なうことのない設計であることの評価方法の一例として定められた（乙１４７）。
火山ガイドは，火山影響評価を立地評価と影響評価の２段階で行うこととしている（乙１４７）。


立地評価では，まず原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出を行い，影響を及ぼし得る火山が抽出された場合には，抽出された火山の火山活動に関する個別評価，すなわち，設計対応不可能な火山事象（火砕－70－
物密度流，溶岩流，岩屑なだれ・地滑り及び斜面崩壊，新しい火山の開口並びに地殻変動の５事象）が原子力発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性の評価を行う。
影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価された場合は，火山活動のモニタリングと火山活動の兆候把握時の対応を適切に行うことを条件として，個々の火山事象に対する影響評価を行う。一方，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所運用期間中に影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価されない場合は，原子力発電所の立地は不適と考えられる。影響評価では，個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行う。
イ立地評価に関する火山ガイドの定め（乙１４７）火山影響評価が実施される原子力発電所周辺の領域（原子力発電所から半径１６０㎞の範囲の領域。以下「地理的領域」という。）に対して，文献調査等で第四紀（約２５８万年前以降）に活動した火山（以下「第四紀火山」という。）を抽出する。
地理的領域にある第四紀火山から，文献調査並びに地形・地質調査及び火山学的調査により，将来の活動の活動可能性のある火山を抽出する。すなわち，上記各調査の結果，完新世（約１万１７００年前以降）に活動を行った火山は，将来活動の可能性のある火山とし，後記の個別評価の対象とする。一方，上記各調査の結果，完新世に活動を行っておらず，過去の活動を示す階段ダイヤグラムにおいて，火山活動が終息する傾向が顕著であり，最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間より長いなど，将来の活動可能性がないと判断できるものは後記の個別評価の対象外とするが，それ以外の火山は，将来の火山活動性が否定できない火山として，後記の個別評価の対象とする。
将来の活動可能性があると評価した火山については，原子力発電所の
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運用期間中において設計対応が不可能な火山事象を伴う火山活動の可能性の個別評価を行う。この際，検討対象火山の活動を科学的に把握する観点から，過去の火山活動履歴とともに，必要に応じて，地球物理学的調査（マグマ溜まりの規模や位置，マグマの供給系に関連する地下構造等についての分析）及び地球化学的調査（火山噴出物等についての分析）を行い，現在の火山の活動の状況も併せて評価する。
上記個別評価の結果，検討対象火山の活動の可能性が十分小さい場合には，過去の最大規模の噴火により設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達したと考えられる火山を抽出し，火山活動のモニタリングを実施し，運用期間中において火山活動を継続的に評価する。上記個別評価の結果，検討対象火山の活動の可能性が十分小さいと判断できない場合は，調査結果から噴火規模を推定し（推定できない場合は過去最大の噴火規模とする。），設定した噴火規模における設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいかどうかを評価する（類似の火山における影響範囲又は検討対象火山の痕跡等によって判断できない場合は設計対応不可能な火山事象の国内既往最大到達距離を影響範囲とする。）。そして，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいと評価できない場合は，原子力発電所の立地は不適であると考えられる。
一方，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいと評価できる場合には，過去の最大規模の噴火により設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達したと考えられる火山についてはモニタリング対象とし，事業者において火山活動のモニタリングを実施し，運用期間中に火山活動の継続的な評価を行う。火山活動のモニタリングは，過去の最大規模の噴火により設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達したと考えられる火山を監視対象
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火山とし，噴火可能性が十分小さいことを継続的に確認することをも目的として運用期間中のモニタリングを行う。監視項目としては，地震活動の観測（火山性地震の観測），地殻変動の観測（ＧＰＳ等を利用し地殻変動を観測），火山ガスの観測（放出される二酸化硫黄や二酸化炭素量などの観測）が挙げられる。
そして，モニタリング結果を定期的に評価し，当該火山の活動状況を把握し，状況に変化がないことを確認する。事業者が実施すべきモニタリングは，原子炉の運転停止，核燃料の搬出等を行うための監視であり，火山専門家のみならず，原子力やその関連技術者により構成され，透明・公平性のあるモニタリング結果の評価を行う仕組みを構築する。また，モニタリングにより火山活動の兆候を把握した場合の対処方針等を定めるものとする。具体的には，「対処を講じるために把握すべき火山活動の兆候と，その兆候を把握した場合に対処を講じるための判断条件」，「火山活動のモニタリングにより把握された兆候に基づき，火山活動の監視を実施する公的機関の火山の活動情報を参考にして対処を実施する方針」，「火山活動の兆候を把握した場合の対処として，原子炉の停止，適切な核燃料の搬出等が実施される方針」を定めるものとする。
ウ影響評価をめぐる火山ガイドの定め（乙１４７）火山ガイドが定める影響評価の総論は概ね後記のとおりであり，影響評価の対象となる火山事象のうち，降下火砕物による原子力発電所への影響評価の方法に関する火山ガイドの定めの内容は，概ね後記のとおりである。
原子力発電所の運用期間中において設計対応不可能な火山事象によって原子力発電所の安全性に影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価される火山について，それが噴火した場合，原子力発電所に影響を与える可
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能性のある火山事象を抽出し，その影響評価を行う。影響評価では，個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行う。ただし，降下火砕物に関しては，火山抽出の結果にかかわらず，原子力発電所の敷地及びその周辺調査から求められる単位面積あたりの質量と同等の火砕物が降下するものとする。なお，敷地及び敷地周辺で確認された降下火砕物で，噴出源が同定でき，その噴出源が将来噴火する可能性が否定できる場合は考慮対象から除外する。また，降下火砕物は浸食等で厚さが低く見積もられるケースがあるので，文献等も参考にして，第四紀火山の噴火による降下火砕物の堆積量を評価すること。降下火砕物は，最も広範囲に及ぶ火山事象で，ごくわずかな火山灰の堆積でも，原子力発電所の通常運転を妨げる可能性があり，降下火砕物により，原子力発電所の構造物への静的負荷，粒子の衝突，水循環系の閉塞及びその内部における磨耗，換気系，電気系及び計装制御系に対する機械的及び化学的影響，並びに原子力発電所周辺の大気汚染等の影響が挙げられることから，降雨・降雪などの自然現象は，火山灰等堆積物の静的負荷を著しく増大させる可能性がある。火山灰粒子には，化学的腐食や給水の汚染を引き起こす成分（塩素イオン，フッ素イオン，硫化物イオン等）が含まれていることも踏まえ，降下火砕物の直接的影響を検討する。


また，降下火砕物は広範囲に及ぶことから，原子力発電所周辺の社会インフラに影響を及ぼすものであり，この中には，広範囲な送電網の損傷による長期の外部電源喪失や原子力発電所へのアクセス制限事象が発生し得ることも考慮する必要があることから，これらを間接的影響として評価する。
降下火砕物の影響評価では，降下火砕物の堆積物量，堆積速度，堆積期間及び火山灰等の特性などの設定，並びに降雨等の同時期に想定され
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る気象条件が火山灰等特性に及ぼす影響を考慮し，それらの原子炉施設又はその付属設備への影響を評価し，必要な場合には対策がとられ，求められている安全機能が担保されることを評価する。なお，原子力発電所内及びその周辺敷地において降下火砕物の堆積が観測されない場合は，次の方法により堆積物量を設定する。また，堆積速度，堆積期間については，類似火山の事象やシミュレーション等に基づいて，原子力発電所への間接的な影響も含めて評価する。
ａ類似する火山の降下火砕物堆積物の情報を基に求める。ｂ対象となる火山の噴火量，噴煙柱高，全体粒度分布，及びその領域における風速分布の変動を高度及び関連パラメータの関数として，原子力発電所における降下火砕物の数値シミュレーションを行うことにより求める。数値シミュレーションに際しては，過去の噴火履歴等の関連パラメータ及び類似の火山降下火砕物堆積物等の情報を参考とすることができる。
直接的影響（上記前段）については，次の事項を確認するものとする。
ａ降下火砕物堆積荷重に対して，安全機能を有する構築物，系統及び機器の健全性が維持されること。
ｂ降下火砕物により，取水設備，原子炉補機冷却海水系統，格納容器ベント設備等の安全上重要な設備が閉塞等によりその機能を喪失しないこと。
ｃ外気取入口からの火山灰の侵入により，換気空調系統のフィルタの目詰まり，非常用ディーゼル発電機の損傷等による系統・機器の機能喪失がなく，加えて中央制御室における居住環境を維持すること。ｄ必要に応じて，原子力発電所内の構築物，系統及び機器における降下火砕物の除去等の対応が取れること。
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間接的影響（上記後段）については，原子力発電所外での影響（長期間の外部電源の喪失及び交通の途絶）を考慮し，燃料油等の備蓄又は外部からの支援等により，原子炉及び使用済燃料プールの安全性を損なわないように対応が取れることを確認する。
エ債務者は，次のとおり，本件発電所の立地評価をした（乙１１，１４６）。
本件発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出
本件発電所は，四国北西部に細長く延びる佐田岬半島の付け根付近の瀬戸内海側に位置する。山口県の内陸部から大分県の国東半島，別府湾沿岸へと火山フロントが連なるが，本件敷地は，火山フロントから南東に大きく離れており，本件敷地を中心とする半径５０㎞内に第四紀火山や第四紀火山岩類は分布しない。本件敷地の地理的領域内には４２の第四紀火山が分布し，これらのうち完新世に活動を行った火山は，本件敷地との距離が近いものから順に，鶴見岳（本件敷地との距離８５㎞），由布岳（同８９㎞），九重山（同１０８㎞），阿蘇（同１３０㎞）,阿武火山群（同１３０㎞）である。これらの５火山は本件発電所に影響を及ぼし得る火山であることから，本件発電所の運用期間中の活動可能性を考慮することとした。
また，完新世に活動を行っていない火山については，文献調査結果を基に，当該火山の第四紀の噴火時期，噴火規模及び活動の休止期間を示す階段ダイヤグラムを作成し，将来の活動可能性の有無を評価した。完新世に活動を行っていない火山のうち，姫島（本件敷地との距離６５㎞）及び高平火山群（同８９㎞）は活火山ではないものの，火山活動が終息する傾向が明確ではなく，将来の火山活動の可能性が否定できないため，本件発電所に影響を及ぼし得る火山として抽出した。残りの３５火山は，いずれも活動年代が古く，最新活動からの経過期間が過去の最大休止期
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間より長いことなどから，将来の活動可能性はないものと評価し，個別評価の対象外とした。
抽出された火山の火山活動に関する個別評価
ａ鶴見岳
鶴見岳は大分県の別府湾西岸に位置する標高１３７５ｍの成層火山であり，約９万年前以前から活動を開始し，現在も噴気活動が認められる。南北５㎞にわたり連なる溶岩ドームの最南端に位置する鶴見岳は厚い溶岩流の累積からなり，北端の伽藍岳には強い噴気活動がある。完新世で最大規模の噴火は１万０６００～７３００年前の鶴見岳山頂溶岩噴火（溶岩主体の噴火と推定される。）で噴出量は０．１５㎦とされている。鶴見岳を起源とする大規模火砕流は知られておらず，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。
ｂ由布岳
由布岳は大分県の鶴見岳西方に位置する標高１５８３ｍの成層火山であり，約９万年前より古い時代から活動を開始し，最新噴火は２０００～１９００年前とされている。由布岳は数個の溶岩ドーム及び山頂溶岩からなり，約２０００年前に規模の大きな噴火活動（以下「２ｋａ噴火」という。）が発生したが，その後有史から現在に至るまで噴火活動は起きていない。完新世以前の噴火規模についての報告はなく，完新世で最大規模の噴火は２ｋａ噴火で噴出量は０．２０７㎦とされている。由布岳の山麓には２ｋａ噴火に伴う火砕流堆積物が分布するが，由布岳を起源とする大規模火砕流は知られておらず，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。また，２ｋａ噴火に伴う火山灰（以下「由布岳１火山灰」という。）は，厚さ数㎝で別府湾に降下・堆積しており，その体積は０．０５㎦とされている。
ｃ九重山
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九重山は由布岳と阿蘇山の間の大分県西部に東西１５㎞にわたって分布する２０以上の火山の集合であり，最高峰は中岳（標高１７９１ｍ）である。約２０万年前以降に活動し，最新噴火は１９９６年である。火山の多くは急峻な溶岩ドームで山体の周囲を主に火砕流から成る緩傾斜の裾野が取り巻く。九重山を起源とする最大規模の火砕流は，約８～７万年前に噴出したと推定される飯田火砕流であり，その堆積物は，大分県から熊本県にかけての地域に分布し，最大層厚約２００ｍ，推定分布面積約１５０㎢，推定体積は約５㎦と見積もられている。これらの火砕流堆積物の分布は九州内陸部に限られ，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。また，九重山は，完新世にも頻繁にマグマを噴出しており，マグマを出した最後の活動として約１７００年前に溶岩ドームが形成されているが，本件敷地から遠く離れており，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。
ｄ阿蘇
阿蘇カルデラは熊本県東部で東西約１７㎞，南北約２５㎞のカルデラである。阿蘇カルデラ周辺の火山としては，カルデラの中央部に阿蘇山が，東側に根子岳が位置し，縁辺部に先阿蘇の火山岩類が分布する（阿蘇山，根子岳及び先阿蘇をまとめて以下「阿蘇」ということがある。）。阿蘇山は，高岳（標高１５９２ｍ），中岳（標高１５０６ｍ）等の東西方向に連なる成層火山からなる火山群であり，根子岳（標高１４３３ｍ）は，開析の進んだ成層火山である。阿蘇カルデラでは，約２７万～約２５万年前，約１４万年前，約１２万年前及び約９万年前～約８．５万年前にそれぞれ火砕流及び降下火砕物を噴出した噴火が認められる（古いものから順に，以下「阿蘇１噴火」，「阿蘇２噴火」，「阿蘇３噴火」及び「阿蘇４噴火」という。）。現在の阿蘇カルデラは，阿蘇１噴火から阿蘇４噴火までの４
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回の大噴火によって形成されたものとされている。阿蘇１ないし４噴火のうち，阿蘇４噴火の噴火規模が突出して大きく，その際の噴出物の体積は６００㎦とされている。
阿蘇１噴火及び阿蘇２噴火による火砕流堆積物は，大分県西部並びに熊本県北部及び中部の広い範囲に，阿蘇３噴火による火砕流堆積物は，大分県西部及び中部並びに熊本県北部及び中部の広い範囲に，阿蘇４噴火による火砕流堆積物は，九州北部及び中部並びに山口県南部の広い範囲に分布する。
ところで，日本第四紀学会編「日本第四紀地図」(1987)及び町田・新井(2011)は，阿蘇４噴火による火砕流堆積物の到達範囲を推定し，本件敷地の位置する佐田岬半島まで到達した可能性を示唆しているが，その分布（実際に堆積物が確認される範囲）は方向によって偏りがあり，佐田岬半島において阿蘇４噴火による火砕流堆積物を確認したとの報告はない。また，地表踏査結果によると，佐田岬半島に点在するＭ面（中位段丘面）の段丘堆積物を覆う風成層は阿蘇４噴火によるテフラが混在するものの阿蘇４噴火による火砕流堆積物は確認されず，中位段丘に阿蘇４噴火による火砕流堆積物が保存されている山口県とは状況を異にする。さらに，佐田岬半島西端部の阿弥陀池，佐田岬半島中央部の伊方町高茂，佐田岬半島付け根部の八幡浜市川之石港は，堆積条件のよい低地あるいは盆地であって，阿蘇４噴火による火砕流堆積物が保存されやすいと考えられるのに，上記各地でのボーリング調査によっても，阿蘇４噴火による火砕流堆積物は確認されない。本件発電所と阿蘇カルデラの距離（約１３０㎞），その間の地形的障害（佐賀関半島，佐田岬半島）により，阿蘇４噴火による火砕流は本件敷地まで到達していないものと考えられる。なお，債務者が，本件審査の過程で，阿蘇カルデラから東方（本件敷地方向）への火砕流のシ
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ミュレーション評価を実施し，本件敷地への影響を検討したところ，阿蘇４噴火による火砕流堆積物の想定体積２００㎦を上回る３２０㎦を本件発電所に近いカルデラ東縁のみに配置したシミュレーションの結果においても，火砕流堆積物が四国までは到達しないとの結果が得られている。
また，各種文献による現在のマグマ溜まりや噴火活動の状況は巨大噴火直前の状態ではないことなどから，阿蘇において本件発電所の運用期間中に阿蘇４噴火のような巨大噴火が発生することはないと考えられる。したがって，阿蘇の巨大噴火が本件発電所の運用期間中に本件発電所に影響を及ぼすことはない。
巨大噴火の最短の活動間隔（阿蘇２噴火と阿蘇３噴火の間の約２万年）は，最新の巨大噴火である阿蘇４噴火からの経過時間（約９万年前～約８．５万年前）よりも短い。
阿蘇４噴火以降の活動としては，約９万年前以降に阿蘇山が噴火活動を開始し，溶岩や火砕物を噴出する小規模噴火の繰り返しにより形成された火山体とともに，降下軽石を主体とする噴火が複数回認められ，現在の阿蘇山の活動は，多様な噴火様式の小規模噴火を繰り返していることから，後カルデラ火山噴火ステージと判断される。また，阿蘇カルデラの地下構造に関する知見から考えられる現在のマグマ溜まりは，巨大噴火直前の状態のものとは認められない。以上のことから，本件発電所運用期間中の噴火規模としては，後カルデラ火山噴火ステージである阿蘇山での既往最大噴火規模を考慮するが，阿蘇山での既往最大噴火は阿蘇草千里が浜噴火であり，その噴出物量は約２㎦であって，阿蘇山起源の火砕流堆積物の分布は阿蘇カルデラ内に限られ，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。なお，先阿蘇は約８０万年前～約４０万年前の間に，根子岳は約１
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４万～約１２万年前の間に活動が認められるが，活動年代が古いこと等から，いずれの火山も本件発電所に影響を及ぼすことはない。
ｅ阿武火山群
阿武火山群は山口県の日本海側に位置する約４０の小火山体から構成される火山群である。約８０万年前～約１万年前まで活動し，最新噴火は８８００年前であり，１９０万年前～１５０万年前には先阿武火山活動があったとされる。
阿武火山群における約８０万年前以降の火山活動の噴出量は約２．９㎦，噴火規模（溶岩の体積）は０．００１～０．７５㎦とされているところ，阿武火山群は小規模な溶岩噴出を主体とし，阿武火山群を起源とする大規模火砕流や広域火山灰は知られていないし，本件敷地から遠く離れていることもあって，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。
ｆ姫島
姫島は，大分県北東部国東半島の北方約４㎞沖の周防灘に位置する東西約７㎞，南北約３㎞の細長い島であり，標高２６７ｍの矢筈岳を最高峰とする火山群である。姫島を起源とする大規模火砕流は知られておらず，本件発電所に影響を及ぼすことはない。


また，姫島の活動時期は約３０万年前～１０万年前とされている。全活動期間の約２０万年間に７回以上の活動があり，平均活動間隔は数万年程度であるのに対して，最新活動から約１０万年が経過していることなどを踏まえれば，本件発電所の運用期間中に噴火する可能性はない。
ｇ高平火山群
高平火山群は鶴見岳と同じ位置にある古い火山群であり，新しい鶴見岳によって覆われている。少なくとも約９万年前以降は鶴見岳が活
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動している。したがって，その活動は鶴見岳に包含されているものと評価する。
立地評価
「火砕物密度流」については，個々の火山における過去の火砕流堆積物の分布が九州又は山口県の内陸部に限定されていることから，本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。「溶岩流」及び「岩屑なだれ・地滑り及び斜面崩壊」については，いずれの火山も本件敷地から５０㎞以遠に位置すること，「新しい火口の開口」及び「地殻変動」については，本件敷地は山口県から別府湾に至る火山フロントから十分な離隔があることから，いずれも問題となるものではない。
したがって，本件発電所に影響を及ぼし得る火山による設計対応不可能な火山事象は，本件敷地への到達はないから，その立地に問題はない。オ債務者は，鶴見岳，由布岳，九重山，阿蘇及び阿武火山群の５つの火山について，これらの火山が噴火した場合，原子力発電所に影響を与える可能性のある火山事象ごとに影響評価をした。
そして，「火山性土石流，火山泥流及び洪水」，「火山から発生する飛来物（噴石）」，「火山ガス」，「津波及び静振」，「大気現象」，「火山性地震とこれに関連する事象」及び「熱水系及び地下水の異常」につき，いずれも原子力発電所への影響はないと評価した。
また，債務者がした「降下火砕物」の影響評価の内容は，概ね次のとおりである。
（以上につき，乙１１，１３）
降下火砕物の最大層厚について
降下火砕物については，上記エで抽出した５火山の発電所運用期間中の活動可能性を考慮し，発電所の安全性に影響を与える可能性について検討することとしたが，その際，地理的領域外の火山も含めて検討す
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ることとした。
本件敷地付近では，阿蘇カルデラを起源とする降下火砕物のほか，地理的領域外にある加久藤カルデラ，姶良カルデラ，阿多カルデラ及び鬼界カルデラを各起源とする降下火砕物も降下したとされている。もっとも，本件敷地南東にある宇和盆地中心部におけるボーリング調査の結果，厚さ５㎝を超える降下火山灰は，いずれも九州のカルデラ火山（阿蘇，加久藤，姶良，阿多，鬼界）を起源とする広域火山灰であるところ，地下構造に関する文献調査によると，現在の九州のカルデラ火山のマグマだまりは巨大噴火直前の状態にはないため，これらを起源とする降下火砕物が本件敷地に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。一方，地理的領域内にある火山による降下火山灰の等層厚線図としては，九重山を給源とする九重第一軽石（約５万年前）と阿蘇山を給源とする草千里ヶ浜軽石が示されているところ，前者については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のに対し，後者については四国における堆積の報告は見られない。
そして，①九重第一軽石の四国における堆積をめぐる文献調査によると，高知県宿毛市で確認された九重第一軽石そのものの層厚を１０㎝とし，その噴出量を２．０３㎦と見積もられることが示されていること，②上記ボーリング調査の結果，宇和盆地中心部には九重第一軽石と対応する火山灰層が認められないこと，③九重第一軽石は東南東方向に細長い分布を示す旨の報告があることなどから，本件敷地における九重第一軽石の火山灰の降下厚さはほぼ０㎝と評価される。
また，九重第一軽石と同等の噴火（噴出量を上記のとおり２．０３㎦とする。）が起こったときに，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たところ，偏西風がほぼ真西で安定する季節は本件敷地における
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降下厚さはほぼ０㎝と評価され，風向きによっては本件敷地において降下火山灰が想定されるものの，その厚さは数㎝にとどまる。もっとも，債務者は，審査の過程において，原子力規制委員会から，シミュレーションによる降下火砕物の厚さと既往文献による火山灰等層厚線図との整合性を検討して評価することを求められたことから，噴出量の想定を６．２㎦として改めてシミュレーションを行った。その結果，偏西風がほぼ真西で安定する季節は降下厚さは０㎝～数㎝と評価されるものの，風向きによっては降下厚さが最大１４㎝となった。以上のことから，債務者は，影響評価の前提となる降下火砕物の層厚を１５㎝と想定することとした。
債務者は，火山ガイドを踏まえた評価とは別に，平成２０年頃より四国北西部における降下火山灰の厚さに関する研究を独自に進めており，その一環である降下火山灰厚さの確率論的評価に係る研究結果を踏まえても，本件発電所で想定する降下火砕物の厚さは妥当であることを確認した。すなわち，債務者は，平成２０年に本件敷地から南東方向約１５㎞に位置する愛媛県宇和盆地において実施したボーリング調査により，長さ１２０ｍのコアを取得して，過去約７０～８０万年間に堆積した地層中に，九州地方の火山を起源とする主要な広域火山灰を含む６０枚以上の火山灰層を確認した。また，このボーリングコアには，四国西部に降下したとされるＫｋｔ火山灰（約３３万年前の加久藤カルデラの噴火による火山灰）以降の主要な広域火山灰層１２枚が全て含まれており，Ｋｋｔ火山灰以降に４０枚の火山灰層が含まれることから，独自の研究によって把握したこれまで知られていない多数の火山灰層を含めても四国北西部への火山灰の降下頻度が１．２枚／万年と低頻度であることを確認した上で，ＶＥＩ６クラスやＶＥＩ７クラスの噴火による降下火山灰を含めた解析を行い，ある層厚以上の火山灰が今後１年間に降下する
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確率（年超過確率）を算出した結果，宇和盆地において，年超過確率１０－４に相当する火山灰層厚は２㎝以上であり，本件発電所において考慮する降下火砕物の厚さ１５㎝の年超過確率は１０－４～１０－５であるが，これは，原子力規制委員会によって設計基準事故の定義が１０－３／年～１０－４／年程度の発生頻度の状態との考えが示されていることを踏まえれば，設計上考慮すべき火山事象として妥当な水準であることを確認した。
降下火砕物の大気中濃度について


債務者は，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）の観測値から３２４１㎍／㎥を大気中濃度として想定した。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であると評価した。
降下火砕物に対する安全性の確保
債務者は，降下火砕物の特徴等を踏まえ，降下火砕物による直接的影響と間接的影響を考慮し，本件発電所の安全性が損なわれないよう安全対策を講じた。
このうち，直接的影響については，次の対策を講じている。
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ａ降下火砕物の荷重に対しては，降下堆積物が堆積し難い設計，もしくは施設の許容荷重が，降下火砕物による荷重に対して安全裕度を有することにより，構造健全性を失わず安全機能を損なわない設計とし
ていること
ｂ降下火砕物による化学的影響（腐食），水循環系の閉塞，内部における摩耗等により安全機能を損なわない設計としていることｃ外気取入口からの降下火砕物の侵入による機械的影響（閉塞）を考慮して，非常用ディーゼル発電機及び換気空調設備の外気取入口については，開口部を下向きの構造にするとともに，フィルタを設置して
降下火砕物が内部に侵入しにくい設計とすること
ｄ降下火砕物を含む空気の流路となる配管や弁については形状等により降下火砕物が流路に侵入しにくい設計とし，また，侵入した場合で
も閉塞しにくい設計としていること
一方，間接的影響については，降下火砕物が送電設備の絶縁低下を生じさせることによる広範囲にわたる送電網の損傷による外部電源喪失及び発電所外での交通の途絶によるアクセス制限に対し，原子炉の停止並びに停止後の原子炉及び使用済燃料ピットの冷却に係る機能を担うために必要となる電源の供給が非常用ディーゼル発電機により継続できる設計とすることにより，安全機能を損なわない設計としている。
カ原子力規制委員会による審査結果（乙１３）
原子力規制委員会は，債務者が実施した本件発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出は，階段ダイヤグラムの作成等により過去の火山活動履歴を評価して行われていることから，火山ガイドを踏まえていること，債務者が実施した本件発電所の運用期間における火山活動に関する個別評価は，活動履歴の把握，地球物理学的手法によるマグマ溜まりの存在や規模等に関する知見に基づいており，火山ガイドを踏まえていることを確認するとと
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もに，債務者が本件発電所の運用期間に設計対応不可能な火山事象が本発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さいと評価していることは妥当であると判断した。
また，原子力規制委員会は，審査の過程において，九重山を対象とした降下火山灰シミュレーションによる降下火砕物の厚さと既往文献による火山灰等層厚線図との整合性を検討して評価するよう求め，これに応じた債務者から，噴出量を６．２㎦とするケースで行った降下火山灰シミュレーションに基づく影響評価を受けた。その結果，原子力規制委員会は，債務者が実施した設計対応不可能な火山事象以外の火山事象の影響評価につき，文献調査，地質調査等により，本件発電所への影響を評価するとともに，数値シミュレーションによる降下火砕物の検討も行っており，火山ガイドを踏まえているとした。
３争点
⑴司法審査の在り方（争点１）
⑵新規制基準の合理性（争点２）
⑶基準地震動策定の合理性（争点３）
⑷耐震設計における重要度分類の合理性（争点４）
⑸使用済燃料ピット等の安全性（争点５）
⑹地すべりと液状化現象による危険性（争点６）
⑺制御棒挿入に係る危険性（争点７）
⑻基準津波策定の合理性（争点８）
⑼火山事象の影響による危険性（争点９）
⑽テロリズム対策の合理性（争点   10）
⑾シビアアクシデント対策の合理性（争点   11）
⑿保全の必要性（争点   12）
⒀担保金の額（争点   13）
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第３争点に関する当事者の主張
１争点１（司法審査の在り方）について
（債権者らの主張）
⑴原子力発電所でひとたび重大事故が起こると，その被害がいかに取り返しのつかないものであるかは，何より福島第一原発事故が如実に物語っているのであり，その被害が他の科学技術の利用に伴う被害と異なることは，①不可逆・甚大性（放射線による被害は，ＤＮＡ鎖の切断などによって引き起こされるものであり，身体的影響の発がん又は遺伝的影響のリスクとなり，これは基本的に回復不能なもので，子孫に至るまで悪影響を及ぼす。），②広範囲性（福島第一原発事故の際には，最悪シナリオとして，最大で半径１７０㎞以遠にまで強制移転地域が，半径２５０㎞以遠にまで自主避難地域が広がる可能性すら指摘されていたのであり，また，放射性物質は，風や海流に乗って，日本のみならず地球規模で大気・海洋を汚染するというように被害規模が極めて広範囲である。），③長期連続性（放射性物質の中には半減期が長期間にわたるものも多く，特に燃料棒の反応によって生じるプルトニウム２３９は，２万４０００年という極めて長期間の半減期を持ち，核廃棄物の問題も含め，自己決定のできない将来世代に対してこのようなリスクや負担を負わせることになる。），④コミュニティ全体の破壊（原子力発電所事故は，単に個人の生命や身体・健康だけでなく，その地域を全面的に汚染することから，コミュニティや社会的関係性を丸ごと全面的に破壊する。）という４つの視点から整理することができる。
福島第一原発事故によって，原子力発電所事故がいかに多くの人権を侵害するか，我が国の存立そのものにも影響を及ぼしかねないような広範囲に，長期間継続して，不可逆的かつ全面的な被害を引き起こすのかということが明白となったのであり，司法が人権の砦としての職責を果たすためには，仮に福島第一原発事故以前に同原発に対する差止訴訟が提起された場合に差止
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が認められないような判断枠組みは採用されてはならない。⑵原子力発電所に求められる安全性は，原子力発電所のリスクを社会が受容できるか否かという観点で判断されるべきであるが，この社会による受容性判断に当たっては，法律の規定や趣旨を踏まえつつ，原子力発電所事故被害の特殊性，原子力発電所の公益性の有無及び程度，世論調査等の結果，具体的な規制体制の変化の有無及び程度など諸般の事情を考慮して決すべきである。そして，これらの事情を考慮すれば，原子力発電所のリスクを社会が受容できるというためには，少なくとも「確立された国際的な基準」を踏まえていること，事故が起こることを常に想定し，その防止に最善かつ最大の努力をしたといい得ることが必要であり，このような基準を満たしていない以上，原子力発電所のリスクを社会は受容できないというべきである。換言すれば，福島第一原発事故後は，原子力発電所には，従前の「社会通念」という用語で表現された緩やかな安全性ではなく，極めて高度な安全性が要求されるというべきである。
⑶そして，原子力発電所の運転差止訴訟（仮処分）においては，最高裁平成４年１０月２９日判決・民集４６巻７号１１７４頁に基づき，立証（疎明）責任を事実上転換させ，債務者側において本件原子炉が安全であることを立証（疎明）すべきである。
（債務者の主張）
⑴人格権に基づく妨害予防請求として原子力発電所の運転差止めを求める訴訟では，当該原子力発電所の安全性に欠けるところがあって，原告の人格権，すなわち，生命，身体が侵害される具体的危険性の存在についての主張立証責任は，人格権に基づく差止訴訟の一般原則どおり，原告が負うものである。したがって，その保全処分としての原子力発電所の運転差止めを求める仮処分においても，債権者が，被保全権利としての上記の具体的危険性の存在及び保全の必要性について主張，疎明責任を負う。
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⑵仮に債務者において安全性に欠ける点のないことについて主張立証（疎明）する必要があるとしても，発電用原子炉の設置及び運転等については，重大事故等対策が強化されるとともに，段階的な規制の各段階において，専門性，独立性を有する原子力規制委員会による安全審査が行われるものとされており，さらに，既に許認可等を受けている場合であっても，設置許可基準に適合していない場合には原子炉の使用停止等の処分をすることができることなど，段階的かつ網羅的な体系により厳格な規制が行われている。原子力規制委員会による厳格な規制によって，当該発電用原子炉の安全性に欠けるところがないことが担保されていることを踏まえると，原子炉設置者は，原子力規制委員会から所要の許認可を受けるなどして現在の安全規制の下でその設置及び運転等がされていることを主張立証（疎明）すれば足りるというべきである。
２争点２（新規制基準の合理性）について
（債権者らの主張）
⑴新規制基準の手続的問題点
ア原子力規制委員会の専門性，独立性の欠如
原子力規制委員会の実態は従前の組織と大きく変わるところがなく，安全規制に関する独立性と専門性を備えた機関となっていない。すなわち，設置法７条７項３号・４号は，委員長及び委員については原子力事業者等の役員，従業者等であったことを欠格事由としているが，委員である更田豊志は，委員候補者となった当時，独立行政法人日本原子力研究開発機構の副部門長の職にあり，設置法の欠格事由に該当することは明らかであるし，委員長である田中俊一（以下「田中委員長」という。）は，平成１９年に政府の原子力推進機関である原子力委員会の委員長代理に就任するなど原子力推進行政の中心を担ってきた人物である。そのような人物をもって構成されている原子力規制委員会が策定した新規制基準は，手続上の瑕
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疵があるというほかなく，不合理性が推認されるというべきである。また，旧原子力安全委員会においても，委員長と委員は両議院の同意と内閣総理大臣の任命という民主的な手続を経て選任されていた（原子力安全委員会設置法５条１項）。そうであるにもかかわらず規制当局は事業者の虜になってしまったのであるから，現在の原子力規制委員会における委員長，委員の選任の仕組みが，規制の独立性を担保するということにもならない。
イ原子力規制庁の職員の多くが原子力推進にかかる官庁の職員であること原子力規制庁の実態は，平成２４年９月同庁発足時の職員（４５５名）のうち経済産業省出身者が３１５名，文部科学省出身者が８５名，環境省出身者が１１名と，多くの職員がいわゆる原子力推進官庁の出身者であり，幹部職員７名についても，警察官僚の２名を除いた５人がいずれも原子力発電を推進してきた原子力安全・保安院，文部科学省（旧科学技術庁），環境省の出身者であった。設置法附則６条２項ではいわゆる「ノーリターンルール」が定められたが，「原子力利用の推進に係る事務を所掌する行政組織」と抽象的文言にすることで，経済産業省，文部科学省等へ復帰することは禁止されなかったし，他の省庁へ異動した後は原子力規制庁の人事権は及ばないため，原子力推進機関へ復帰する道は事実上確保されているなど，その実態は原子力利用の推進側が規制を担ってきた従来と大きく変わっておらず，国会事故調査会の求めた「高い独立性」を備えているとは到底いえない。
新規制基準を策定しその適合性を審査するのは名目上，原子力規制委員会であるが，その事務局として原子力規制庁が実務の大半を担っているところ，かかる旧規制当局ないし原子力推進官庁出身の職員によって新規制基準が策定され，その適合性審査が行われるということは，設置法等福島第一原発事故後の原子力関係法令の趣旨に反する。
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ウ福島第一原発事故の原因究明は途上にあること
福島第一原発事故のような深刻な事故を万が一にも繰り返さないための新規制基準は，福島第一原発事故の原因が明らかになってこそ，初めて有効な規制内容となり得る。しかし，原子力規制委員会は，福島第一原発事故が未だ完全には収束せず原因が判明していないにもかかわらず，新規制基準を策定した。真に福島第一原発事故の教訓を踏まえた安全な規制基準を策定するのであれば，同事故の原因について徹底的な調査が不可欠であり，事故原因の調査が不十分なままに新たな規制基準を策定しても，災害の防止上支障がないものとは到底いえない。
エ検討期間が短すぎること
平成２４年９月１９日に原子力規制委員会が発足し，新規制基準は平成２５年７月８日から施行されているが，規則類の策定作業に着手してからの期間は，パブリックコメント実施までで約６か月，施行までで約８か月であって余りにも短すぎる。このような新規制基準策定の拙速さからしても，原子力規制委員会は，設置法が求める，事故防止のための最善かつ最大の努力をしていないことは明らかであって，新規制基準は災害の防止上支障がないものとは到底いえない。
オパブリックコメントも形だけのものであること


パブリックコメントは，一般市民の意見や感覚を取り入れ，民主的な手続の下に適正な基準を策定するためになされるものであるところ，これほどの大量の基準類に対するものとしてはパブリックコメントの期間が極端に短く，また，規制の根本に関わるような重要な指摘を傾聴しさらに検討を重ねることをしておらず，単にパブリックコメントをしたという体裁を整えただけのものである。
カ「世界で最も厳しい基準」という虚構
内閣総理大臣安倍晋三は，新規制基準について，「世界で最も厳しい基
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準」と国会等で繰り返し言及し，田中委員長は，当初は「世界最高」ということについて言葉を濁していたが，現在の原子力規制委員会は世界で最も厳しい基準であると公言している。しかし，新規制基準が欧米先進各国の基準と比べて緩やかであることは明白であり，上記の各発言内容はいずれも虚偽であって，新たな安全神話の流布というよりほかない。日本政府と規制当局は，またも虚偽の風説を流布することにより，国民を錯誤に陥らせて，民主的議論を誤導し，世界的水準に後れた本件原子炉施設のリスクを無理矢理受け入れさせようとしている。かかる事実についても，新規制基準策定及び適合性審査の手続的な瑕疵として十分に考慮されるべきである。
新規制基準の実体的問題点
ア基準の不明確性
原子力発電所の安全性の評価について海外では確率論的リスク評価を行うことが主流となっており，ＩＡＥＡでは平成１１年から，技術的安全目標として，既設炉の炉心損傷頻度を１０－４／炉年，早期大規模（放射性物質）放出頻度を１０－５／炉年と定めていた。日本でも福島第一原発事故の反省を踏まえ，真に「国際的な基準」に適った審査を追求するのであれば，当然これを規制基準に盛り込むべきであったが，新規制基準にはほとんど盛り込まれていない。
また，原子炉等規制法１条では，原子炉等による災害を防止して公共の安全を図るために，「大規模な自然災害及び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」ことにより「国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とする。」と規定されたが，一般に地震や津波，火山などの自然災害は，頻度が低くなればなるほど大規模なものが想定されるところ，この「大規模な自然災害」の明確な定義付けはなされていない。「適切」，「適正」とい
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った曖昧で不明確な基準が数多く列記されている新規制基準の規定ぶりは，安全審査指針類の規定が不明確であったことが，事業者及び規制当局の主観的，恣意的な解釈を許し，ひいては福島第一原発事故を招来した反省を何ら踏まえていない。我が国の規制当局において，事業者の「虜」となっていたことを真摯に踏まえるならば，新規制基準は，主観的，恣意的な解釈を許さない，客観的で明確なものでなければならない。新規制基準は，曖昧，不明確に過ぎて，「国際的な基準を踏まえ」た「災害の防止上支障がないものとして定める基準」とはいえない不合理なものである。
イ立地審査指針違反
原子炉等規制法第４３条の３の６第１項４号は，文言上，「発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質，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」とされており，立地審査を行うことは法律上の要請である。原子力関係法令改正の趣旨からすれば，福島第一原発事故前よりも緩やかな基準による審査は許容されるべきではない。そして，立地審査指針が改定されていない以上，従前の立地審査指針（「原子炉立地審査指針及びその適用に関する判断のめやすについて」（昭和３９年５月２７日原子力委員会決定））は現在も有効であるというべきである。債務者は重大事故等対処施設を備えることによって代用している旨主張しているが，ＩＡＥＡの基準等によれば，立地は重大事故対策が機能しない場合にも周辺住民の被曝を最小限に抑えるための最後の壁であり，重大事故対策の審査があればこの点の審査が不要になるというものではない。立地審査を経ないでよいとすることは，国際的な基準に反し，ひい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。
ウ防災審査の不存在
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ＩＡＥＡは，原子力安全対策において，５層の深層防護という考え方を提示しているところ，原子力規制委員会は，新たに原子力災害対策指針を定め，原子力災害に備えた防災計画を作成すべき市町村は各原子力発電所から半径３０㎞圏まで拡大し，各周辺自治体は新たに地域防災計画を作成することを迫られたが，原子力防災体制の整備は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」等に何ら触れられていないため規制対象となっていない。しかし，ＩＡＥＡの安全基準Ｎｏ．ＧＳ－Ｒ－２「原子力又は放射線の緊急事態に対する準備と対応」では，いかなる緊急事態においても，人への影響を最小にとどめることが意図され，事前の準備が確実に実行されることを求めているのであって，新規制基準は，確立した国際基準を踏まえるべきという原子力基本法２条２項に悖る状態となっている。
エ放射性廃棄物処理方法審査の不存在
憲法１１条は将来世代の国民の基本的人権をも保障しており，国家権力が原子力発電所の稼働という一時的な経済的便益のために，これによる廃棄物の管理や危険をほとんど未来永劫将来世代に対し押しつけるのは，憲法１３条及び２５条に違反する。原子炉等規制法は，環境の保全等に資するため，４３条の３の５第２項８号で「使用済燃料の処分の方法」を設置許可申請書に記載することを要求し，４３条の３の６第１項４号では「核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物…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ことを要求しているのであり，福島第一原発事故後の法改正により環境基本法が放射性物質による環境汚染に適用されるようになったこと，環境基本法４条は環境の保全につき，「環境への負荷の少ない健全な経済の発展を図りながら持続的に発展することができる社会が構築されることを旨とし，及び科学的知見の充実の下に環境の保全上の支障が未然に防がれることを旨として，行
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われなければならない」と規定していること等からすると，法は，現在はもとより将来の国民の生命，健康及び財産の保護のみならず，生態系全体への長期的な影響をも考えて，必要な規制を行うことを原子力規制委員会に要請しているとみるべきである。そして，使用済核燃料その他の放射性廃棄物が将来にわたって環境に影響を与えないための方策について新規制基準に盛り込まず，したがってその点に関する審査を行わないまま再稼働を許可し新たな放射性廃棄物を生み出すことを認めることは，原子炉等規制法に違反する。
オ環境基準等の設定欠如


原子力発電所は，平常時においても放射線及び放射性物質を環境中へ放出している。そして，玄海原子力発電所や泊原子力発電所等の周辺地域では，白血病や癌の確率が他の地域よりも有意に高いこと等が報告されており，平常運転時に放出された放射線や放射性物質の環境に対する影響は無視できない状況となっている。それなのに，これについては事業者の自主的対応に委ねられており，国としての規制は行われていない。したがって，この点について考慮されていない新規制基準は合理性がない。
（債務者の主張）
新規制基準及び適合性審査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設置法上，原子力規制委員会は，国家行政組織法３条２項に基づく，いわゆる３条委員会として高度の独立性が保障されている（設置法２条）。原子力規制委員会の委員長及び委員に福島第一原発事故以前に原子力発電を推進する立場にあった者が含まれていること自体は否定しないが，福島第一原発事故以前に原子力行政に関わっていた者は基本的には原子力を推進する中で各種業務に従事していたのであり，原子力規制委員会の委員長及び委員の人選にあたっては，この点を踏まえた上で，原子力の安全規制
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に対する高い問題意識と責任感のある人物が選ばれ，両議院の同意と内閣総理大臣による任命という民主的な手続を経て選任されているのであるから，原子力発電を推進する立場にあった者が含まれていることをもって独立性が欠如しているということにはならないし，むしろ，そういった人物を選任することによって委員の高度な専門性が確保されている。また，原子力規制庁の職員を指揮命令監督する原子力規制庁長官は，原子力規制委員会委員長の命を受けて庁務を掌理する仕組みとなっており（設置法２７条），規制当局としての独立性や専門性が確保されることとなる。
イ福島第一原発事故の原因究明が途上であるとの主張について福島第一原発事故については，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事故調査報告書を取りまとめているところ，新規制基準は，原子力規制委員会の下に新規制基準検討チーム，地震津波基準検討チーム等が置かれ，これらの検討結果を踏まえた検討がなされた上で制定されたものである。債権者らは，福島第一原発事故において地震動による安全上重要な機器の損傷の可能性があると述べるが，その可能性を指摘している報告書は国会の事故調査報告書のみであり，他の事故調査委員会等の報告書においては，地震動による福島第一原発の安全上重要な設備の損傷は認められておらず，福島第一原発事故の原因究明がなされていない中で新規制基準が制定されたということはできない。ウ新規制基準策定の検討期間が短い等の主張について新規制基準検討チーム，地震津波基準検討チーム等の会合に，原子力規制委員会担当委員，多様な学問分野の外部専門家をはじめ，原子力規制庁及び旧独立行政法人原子力安全基盤機構の職員らが出席し，それぞれ約８か月間，多数回にわたる会合において議論が重ねられたこと，外部専門家については，透明性・中立性を確保するため，電気事業者等との関係につ
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いて自己申告を行うことが求められ，申告内容は同委員会のウェブサイト上で公開されたこと，新規制基準の検討にあたっては，意見公募手続（パブリックコメント）が２度にわたって行われ，原子力規制委員会規則等に加え，同委員会の内規（審査基準に関する内規，規制基準に関連する内規及び許認可等の手続に関連する内規）についても，同手続の対象とされたことなどの新規制基準の検討経緯は，専門性，透明性，中立性を確保しつつ，迅速な制度整備が行われたことを示している。
これに鑑みれば，検討期間が約８か月間であることは，直ちに新規制基準の不合理性を基礎付けるものとはならない。また，パブリックコメントについても，多数の意見が寄せられ，これらが新規制基準を策定する過程で議論の素材とされているのであるから，パブリックコメントが形式的なものであったともいえない。
エ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新規制基準は，ＩＡＥＡ等の国際機関の定める安全基準を含む海外の規制動向等をも踏まえて策定されているのであるから，新規制基準は欧米先進各国の基準と比べて緩やかであることは明白であるとする債権者らの主張には理由がない。
新規制基準の実体的問題点について
ア「基準の不明確性」について
自然的立地条件や原子炉の型式等が原子力発電所ごとに異なることに鑑みれば，画一的な基準を定めることはそもそも困難であることに加え，原子力規制委員会における新規制基準適合性審査においては，高度の独立性が担保された科学的，専門技術的知見を有する委員等によって厳格な審議，検討がなされることとなるため，「適切」「適正」といった表現は，むしろ極めて保守的かつ厳格な審査をもたらすものである。実際，本件原子炉
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施設に係る原子力規制委員会による審査の過程においては，福島第一原発事故の反省等を踏まえ，地震動評価，重大事故等対処設備を用いた対策の有効性評価等における不確かさの考慮が十分なものであるかが厳しく審査された結果，債務者は多種多様な不確かさを考慮することとなっている。
イ「立地審査指針違反」について
設置許可基準規則解釈においては，従前の審査において用いられていた安全審査指針類の一部等を引用するとされており，例えば，同解釈１５条７項によると，原子炉に装荷する燃料の設計手法について，「発電用軽水型原子炉の燃料設計手法について」（昭和６３年５月１２日原子力安全委員会了承）に基づいて確認することとされている一方で，立地審査指針については，同解釈において引用されていない。設置許可基準規則解釈において立地審査指針が引用されていないのは，新規制基準においては，設計基準を超える事故の発生に対して原子炉施設と公衆との離隔を確保することによって影響を回避するのではなく，重大事故等対処施設を備えることによって，放射性物質が異常な水準で外部に放出されることを防ぎ，周辺の住民及び環境を保全することとしたためであると考えられる。
ウ「防災審査の不存在」について
原子力防災については，原子力災害対策特別措置法が定めるとおり，同法，原子炉等規制法，災害対策基本法等が相まって，かかる法体系全体を通じて，避難計画策定を含む原子力防災対策が講じられることとなっている。そして，原子力防災対策については，福島第一原発事故以降，ＩＣＲＰ（国際放射線防護委員会）の勧告，ＩＡＥＡの安全基準の制定・改定等の国際的な動向を踏まえ，中央防災会議により防災基本計画（原子力災害対策編）が改正されるとともに，原子力規制委員会により原子力災害対策指針が策定されるなどして，新たな制度枠組みが設定され，この制度枠組みの下で，国，地方公共団体及び原子力事業者は，仮に原子力災害が生じ
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た場合にも住民等の被曝防護措置に向けた役割を適切に果たすべく，防災組織の構築，情報連絡体制の整備，資機材の確保，計画等の策定等の準備を行い，緊急事態発生時においては，連携して原子力防災対策を実施し，住民等に対する防護措置を行うこととしている。


債権者らは，原子力防災対策について原子力規制委員会が審査する構造となっていないことをもって新規制基準が不十分なものであるかのように主張するが，このような債権者らの主張は，上記で述べた原子力防災対策の枠組み，内容，関係者の取組みを理解しないまま行われた，一種の立法論であって，適切ではない。
エ「放射性廃棄物処理方法審査の不存在」について債務者は，法に基づく指定を受けた国内再処理事業者において再処理を行うことを原則とし，再処理されるまでの間，適切に貯蔵・管理することとしており，この方針については国による確認を受けるなどしている。なお，高レベル放射性廃棄物の処分について，現時点で最終処分地の選定まで至っていないのは事実であるが，国が前面に立って最終処分に向けた取組を進めることとしていることに加え，そもそも高レベル放射性廃棄物の処分方法等が債権者らの人格権侵害を理由とする本件原子炉施設の運転差止請求権との関係性は不明であって，債権者らの主張は失当である。
オ「環境基準等の設定欠如」について
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ついては，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則及びこれを受けた原子力規制委員会告示により，いわゆる線量限度値が定められているし，それとは別に線量目標値指針により線量目標値が策定されている。したがって，債権者らの主張は前提を欠いている。
なお，そもそも平常運転時における微量の放射性物質の放出が，本件原子炉から相当遠方に居住する債権者らの人格権侵害とどう関係するのか不
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明である。
３争点３（基準地震動策定の合理性）について
⑴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）について
（債権者らの主張）
ア応答スペクトルに基づく地震動評価
地震規模の推定について
ａ地震規模の推定方法が不適切であること
債務者は，応答スペクトルに基づく地震動評価において，地震本部の「『活断層の長期評価手法』報告書」（以下「長期評価手法」という。）に従い，４８０㎞及び１３０㎞の各ケースについては，長さが８０㎞以下になるようにセグメント区分し，セグメント毎に松田式を用いて地震規模を算出して合計し，４８０㎞ケースはＭｗ７．９（Ｍ８．５），１３０㎞ケースはＭｗ７．５（Ｍ８．１）としている。しかし，日本で長さ８０㎞以上の長大な活断層での地震について，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事例は，１８９１年濃尾地震（Ｍ８．０。以下「濃尾地震」という。）に限られており，長大な活断層から生じた地震の記録は世界的にも稀であり，現段階において，４８０㎞又は１３０㎞という長さの活断層から発生する地震規模を推定する手法は確立していないのであり，１００㎞以下の活断層から地震規模を推定する場合よりも認識論的不確定性はさらに大きく，過小評価のおそれは大きいといわざるを得ない。松田式を１００㎞を超える長大な断層に適用することは必ずしも一般的な手法ではないかもしれないが，世界の観測記録上１００㎞の長さの活断層に松田式が当てはまらないというのは明確ではないし，松田式を提唱した東京大学名誉教授・松田時彦（以下「松田名誉教授」という。）も中央構造線四国断層帯（１８０㎞）に松田式を適用しているなど，
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その適用性が全く否定されているわけではない。そして，断層長さ４８０㎞，１３０㎞をそれぞれ松田式に当てはめると，それぞれマグニチュードは９．３と８．４になるのであるから，この程度の地震規模を想定しない債務者の基準地震動の策定は不合理である。この点，債務者は，断層幅（地震発生層の厚さ）や断層面におけるすべり量の飽和に伴い，スケーリング関係が変化する（３段階に折れ曲がる）から，松田式を４８０㎞と１３０㎞の各ケースにそのまま当てはめることはできないと主張する。しかし，中央構造線断層帯のような日本の長大な活断層においてもすべり量が飽和するとの確立した見解はない。地震本部が平成２８年６月に作成した「震源断層を特定した地震の強震動予測手法（『レシピ』）（以下「改訂レシピ」という。）には，震源断層の面積と地震モーメントについて３つのスケーリング則が掲載されているが，長大な断層に適用される３つ目のスケーリング則（Murotaniet    al.(2015)）は，断層幅と平均すべり量の両方が飽和している場合に用いることが望ましいとの注意書きが付されており，すべり量が飽和してスケーリング則が３段階に折れ曲がるのか，折れ曲がるとしてどの辺で折れ曲がるのかについて，少なくとも観測例がほとんどない日本の長大な活断層については，確立された知見はない。
本件では確立された知見がない中で，いずれのモデルを採用すれば万が一の事故を防ぐことができるかという問題であり，そういった発想に立つ限り，１３０㎞ケースや４８０㎞ケースにも松田式を適用すべきである。債務者の手法は，一定の学術的な裏付けがあるとはいえ，認識論的不確定性を十分に踏まえ「最大潜在マグニチュード」を算出することが要請されている原子力発電所の耐震設計においては，不適切，不合理というほかない。
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ｂ不確かさの考慮について
⒜松田式等のばらつきを考慮していないこと
震源モデルの長さ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，当該経験式が有するばらつきを考慮することを，地震ガイドは明確に義務付けている。松田式は震源モデルの長さと地震規模を関連付ける経験式であるので，このばらつきを債務者が考慮しないことは，地震ガイドの同規定に違反することとなる。債務者は，気象庁マグニチュードと地震モーメントとは相関関係にあり，地震モーメントと震源断層面積とが相関関係にあると述べた上，断層幅の違いによって松田式にばらつきが生じることは認め，さらにそれ以外の地域特性によってもばらつきが生じる可能性も認めている。また，気象庁と地震モーメントとの間に正確な比例関係はなく，これについての代表的な関係式である武村(1990)において提示された経験式（以下「武村式(1990)」という。）も大きなばらつきのある経験式であり，比較的データが豊富なＭ７あたりでも，同じ気象庁マグニチュードに対し地震モーメントの最大値と最小値とで１０倍以上のばらつきがある。さらに，仮に震源断層の面積を事前に正確に特定できたとしても地震モーメント予測の上ではばらつきが生じるのであり，同じ震源断層面積当たりでみると，地震モーメントの最大値と最小値とでは概ね１０倍程度のばらつきがある。このように敷地前断層群から発生する地震につき，松田式による地震規模の推定に誤差が生じる可能性は十分にあるから，敷地前面海域の断層群から生じる最大規模の地震を想定するためには，松田式のばらつきを定量的に予測結果に上乗せしなければならない。⒝断層長さの認識論的不確定性の考慮が不十分であること地震発生前に地下の震源断層の長さは正確には分からないので，


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地表地震断層の長さを松田式に当てはめざるを得ないところ，数多くの地震では地震後も地震規模に見合った長さの地震断層が出現しておらず，地震前の調査で震源の位置や断層の長さ等を把握することはまず不可能である。このような震源断層長さの認識論的不確定性という観点からすると，債務者の資料や考え方を前提としても，本件原子炉の敷地前面海域の断層群から地震が発生する場合に活動する断層長さについて，想定できるパターンは多い。応答スペクトルに基づく地震動評価では，６９㎞ケースの北傾斜モデルが最大の地震動評価となっているが，松田式をそのまま適用することを前提とすれば，９０㎞ケースや１０３㎞ケースがそれ以上の地震動評価になる可能性は高い。こういったケースをも想定しなければ，想定し得る最大の地震動を想定したことにはならない。
ｃ地震本部による評価と比較して過小評価であること地震本部が作成した「中央構造線断層帯（金剛山地東縁－伊予灘）の長期評価（一部改訂）について」（以下「中央構造線の長期評価」という。）では，断層面上のずれの量を用いて，想定される地震規模は，「石鎚山脈北縁西部―伊予灘川上断層―伊予灘西部断層」（Ｌ=１３０㎞）においてＭｗ７．４－８．０と，「断層帯全体当麻断層－伊予灘西部断層」（Ｌ=３６０㎞）においてＭｗ７．９－８．４と算定されている。ここからしても，１３０㎞ケースではＭｗ７．５，４８０㎞ケースではＭｗ７．９という債務者の想定は，明らかに過小である。
債務者は，中央構造線の長期評価は地表変位量（７ｍ）が平均すべり量と同じという仮定や平均すべり量が全長（約１３０㎞）にわたって同一であるという仮定のもと算出されたものであるが，これは中央構造線断層帯の地表変位量が２～３ｍと確認したとする堤・後藤
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(2006)の知見や，地表最大変位量は平均すべり量の概ね２～３倍であるなどとする室谷ほか(2009)及び室谷ほか(2010)の知見に反するなどと主張する。しかし，中央構造線の長期評価は，堤・後藤(2006)を前提とした上で，トレンチ調査によっては各区間の最大のずれを確認できない場合も多々あり，また最新の活動以外のずれの量を確認することも困難であるため，「川上断層－伊予灘西部断層」でも同じ中央構造線断層帯に属する他の区間と同じだけの変位を起こした可能性は十分に考えられるとし，讃岐南縁で確認された７ｍのずれを「川上断層－伊予灘西部断層」でも最大値に設定したものであるなど，上記各知見を踏まえても，その内容は何ら不合理ではない。債務者は中央構造線の長期評価においても当然の前提とされている不確実性を殊更に取り上げて，その価値を不当におとしめ，自身の過小評価を正当化しようとしているに過ぎない。
なお，地震本部はずれの量を全ての区間で７ｍと仮定しない場合のモーメントマグニチュードも算出し，当麻断層－伊予灘西部断層まで約３６０㎞区間につきＭｗ７．９－８．３としている。この数値からしても，債務者の想定（４８０㎞ケースでＭｗ７．７－８．０）はやはり過小である。
距離減衰式の適用について
ａ耐専式の適用排除が恣意的であること
債務者は，５４㎞，６９㎞及び１３０㎞の各鉛直ケースについて，耐専式の検証データが少ない範囲であること及び内陸補正をしても９つのその他距離減衰式の適用結果と大きく乖離することを理由に，その適用を排除している。債務者の資料上，これらのケースについても北傾斜と同じく耐専式を適用すれば，６５０ガルはおろかクリフエッジの８５５ガルをも超える応答スぺクトルが導かれることが明らかに
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なっており，これらのケースで耐専式の適用を排除してよいのかは慎重に検討されなければならない。
そうであるところ，耐専式が経験式である以上，観測記録との整合性は重要であるが，耐専式の適用限界である極近距離より等価震源距離が短い鳥取県西部地震・賀祥ダムの観測記録（Ｍ７．３，等価震源距離６㎞）などの，本件で債務者が適用を排除した各ケースと大きく条件が異ならないケースについても，耐専式と観測記録は通常のばらつきの範囲で概ね整合していることが確認できるのであり，等価震源距離の短さから適用性が否定されるほど観測記録と再現記録とに大きな乖離があるデータは見当たらない。
また，もともと耐専式は，本件原子炉の解放基盤表面のような硬い岩盤（本件原子炉はＶｓ＝２６００㎞／秒）上の耐震設計のために作成された距離減衰式である，中央構造線断層帯から発生する可能性がある破壊伝播効果を考慮できるなどの利点があり，だからこそ債務者はこれを基本的な手法として採用していたはずである。一方で，債務者が耐専式の代わりに検討したその他距離減衰式においては，破壊伝播効果は考慮できず，元データの地盤条件も本件原子炉敷地の解放基盤表面までは対応していない。鉛直地震動の評価もできないため，水平方向と上下方向で不整合が生じてしまう。また，１００㎞を超えるような国内の長大断層のデータベースがないことは耐専式と変わりがないのであり，債務者が選び出した距離減衰式であれば上記各ケースにおいて耐専式より精度よく最大の地震動を予測できるという根拠は特にない。
債務者が，上記のような事情を比較衡量した形跡はなく，「その他の距離減衰式」の方が耐専式よりも精度の高い地震動予測ができるとは到底考えられない。債務者が耐専式の適用結果との乖離を示し，そ
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の適用を排除するため恣意的に９つの「その他の距離減衰式」を選定した疑いはますます濃い。
ｂ不確かさの考慮について
⒜耐専式のばらつきの考慮が不十分であること
債務者が応答スペクトルに基づく地震動評価において基本として用いている耐専式は，地震動の平均像を求める距離減衰式であり，これによって地震動を予測するとほぼ不可避的にばらつき（誤差）が発生するものであり，国内観測記録から，地震の種類，地震規模や震央距離，震源深さを限定して，解放基盤上や地震基盤上の記録と比較しても，耐専式のばらつきは標準偏差で２倍程度であるとされている。仮に債務者が本件敷地の地域特性の把握に努めていたとしても，いかなる要因が地震動を大きくさせることになるかについて，十分なデータや知見の集積もなければ，地下深くにある震源断層を精度良く調査する技術も存在しないため，これをゼロにすることは不可能である。債務者は，国内各地の原子力発電所において基準地震動を超える地震動が観測されたことがこの約１０年間で５回あったという事実等を踏まえた上で，既往の研究成果を活用して偶然的不確定性によるばらつきを定量的に評価し，基準地震動評価に取り込むべきであるが，これを怠っている。
⒝不確かさの考慮が不十分であること


設置許可基準規則解釈別記２第４条５項二⑤には，応答スペクトルに基づく地震動評価についても，基準地震動の策定過程に伴う各種の不確かさを考慮すべきことが規定されているところ，債務者が不十分ながらも考慮したのは，具体的には，①断層長さの約４８０㎞，約１３０㎞及び約５４㎞に加え約６９㎞のケースを設定したこと，②それぞれのケースについて断層傾斜角が鉛直と北傾斜のケー
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スを考慮したこと，③内陸補正を行わなかったことである。しかし，上記①及び②について，耐専式のばらつきは，マグニチュードと等価震源距離を固定したときでも生じるものであるのに対し，債務者が不確かさとして考慮したのは，①敷地前面海域の断層群が活動する際にどこまでが活動するのか分からないことに起因するマグニチュード等の不確定性及び②調査技術の限界により断層傾斜角が確定できないことによる等価震源距離の不確定性であって，耐専式の本来のばらつきとは別のものであるから，債務者が適切に不確かさの考慮をしたとはいえない。
上記③について，債務者は，本件原子炉において，内陸地殻内地震の補正係数を乗じなかったことをもって保守的に評価したと主張するようであるが，補正係数を用いないのは，新潟県中越沖地震の震源特性から，断層パラメータの評価の仕方の問題により短周期レベルを１．５倍する必要があることが認識されたことに対応するものであり，これをもって殊更に余裕を確保していると見ることはできない。耐専式を用いる場合でもアスペリティ位置を変えたケースを有意に考慮することもできるが，債務者はこれさえ行っていないようである。内陸補正をするよりもしない方が保守的な想定ではあるが，これでは耐専式のばらつきをとても補えない。
⒞南傾斜モデルを考慮しなかったことなどについて債務者は，断層モデルを用いた地震動評価においては南傾斜モデルを考慮しているが，応答スペクトルに基づく地震動評価においては，「断層最短距離を用いた距離減衰式で評価することとなるため，地震動は鉛直ケースと同じになる」として，これを考慮していない。しかし，敷地前面海域の断層群が南傾斜となっている可能性は現実的に考えられる。南傾斜の場合，震源が敷地直下に近づくため，よ
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り大きな地震動が敷地を襲う可能性が高く，このときの影響は，耐専式のような等価震源距離をパラメータとしている距離減衰式であれば考慮できる一方，債務者が採用した断層最短距離をパラメータとするその他距離減衰式では考慮できない。
また，債務者は北傾斜モデルについては，５４㎞，６９㎞，１３０㎞，４８０㎞の各ケースにつき耐専式を適用しているが，地震動がもっとも大きく評価されているのは６９㎞ケースであり，次いで５４㎞，１３０㎞となり，４８０㎞ケースが地震動は最も小さく評価されている。これは，耐専式が等価震源距離というパラメータを用いているためであり，断層が敷地から遠ざかる方向に長くなると等価震源距離が長くなり，松田式で地震規模が多少大きく評価されてもその効果を打ち消してさらに余りあるほど地震動を小さくさせてしまうからである。しかし，４８０㎞ケースは１３０㎞ケースを，１３０㎞ケースは６９㎞ケースを，６９㎞ケースは５４㎞ケースを，それぞれ包含しているのであり，断層が短い方が地震規模は小さく評価されているにもかかわらず地震動が大きくなるという地震動予測結果を科学的に正当化することは不可能であり，この点を不確かさとして考慮すべきである。
イ断層モデルを用いた地震動評価
基本震源モデルの設定について
ａレシピ改訂による見直しの必要性
地震本部は，改訂レシピにおいて，断層幅と平均すべり量が飽和している場合は，Murotaniet    al.(2015)の提案による「地震モーメントＭｏ＝震源断層面積Ｓ×１０１７」の式を用いることが望ましいとしつつ，原理的には断層幅と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とした上で，利便性に配慮して機械的に値が求
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められるように，Murotaniet    al.(2015)の適用下限値をＭｏ＝１．８×１０２０Ｎ・ｍとしている。この適用下限値は，改訂レシピに記載されているMurotani   etal.(2015)又は入倉・三宅(2001)に適用して震源断層面積に直すと１８００㎞２を意味する。また，改訂レシピは，長大な断層について，アスペリティ面積比を２２％，静的応力降下量の暫定値としてFujiiand   Matsu’ura(2000)を参照して３．１Ｍ㎩を与える取扱いは，暫定的に，断層幅と平均すべり量とが飽和する目安となるＭｏ＝１．８×１０２０Ｎ・ｍを上回る断層の地震を対象とするとしている。
しかし   ，債務   者は，   ①５４㎞   ケース   にFujii   andMatsu’ura(2000)の静的応力降下量３．１Ｍ㎩を適用しているが，その地震モーメントは，２．７４×１０１９（鉛直モデル），２．８３×１０１９（南傾斜モデル），又は１．１０×１０２０（北傾斜モデル）であって，いずれも改訂レシピが静的応力降下量として３．１Ｍ㎩を与えてよい閾値を下回る。また，②１３０㎞ケースでは，その震源断層面積の設定は１６３８㎢であ   って，面積を基準とする限り，Murotani    etal.(2015)の適用下限値に達しない。上記①，②の取扱いは，いずれも改訂レシピで示された閾値に達しないにもかかわらず，断層幅と平均すべり量が飽和している場合に適用することが許される静的応力降下量やスケーリング則を適用している点で合理性を欠いている。ｂ長大な断層に用いる手法が未検証であることについて
⒜債務者の手法は一つの仮説にすぎないこと
債務者が用いた壇ほか(2011)やFujiiand   Matsu’ura(2000)を含む長大な横ずれ断層に対する強震動評価の現時点での体系は，仮定の上に仮定を重ねたものとなっており，実際の強震記録によって検証されていない。債務者は，アスペリティ応力降下量を１．５倍又
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は２０Ｍ㎩にする等の「不確かさ考慮」も行っているが，現時点では４８０㎞に及ぶような長大断層の地震のデータが得られていないため，不確かさを考慮した場合でも真値の平均値にさえ届いていない可能性がある。
⒝すべり量が飽和しない可能性を考慮すべきこと


壇ほか(2011)   では，震源断層長さが約８０㎞を超えると平均すべり量はほぼ３ｍで一定という結論を導くことになっている。しかし，すべり量は，断層が連動しても変わらないという考え方と，断層の連動が長くなれば大きくなるという考え方があって，中央構造線地震帯がどちらなのかは分からないのであり，どちらの見解もあり得る以上は，認識論的不確定性の問題としてより大きな地震動評価をもたらす方法を採用すべきである。地震本部は当麻断層－伊予灘西部断層において，最大の想定として，ずれの量を全ての区間で７ｍと仮定して各区間においてモーメントを算出しているが，原子力発電所の耐震設計においては最低限，この地震本部の評価を用いるべきである。
⒞断層幅と応力降下量の設定が不合理であること
壇ほか(2011)に引用されているIrie   etal.(2010)では，断層幅（Ｗmax）を１５㎞と仮定したシミュレーションにより各地震の平均動的応力降下量が算出されている（平均動的応力降下量とＷmaxは反比例する関係にある）ところ，壇ほか(2011)で用いられている関係式から導出すると，国内９地震の平均断層幅は１２㎞となることから，Ｗmaxを１５㎞から１２㎞に設定し直すと，平均動的応力降下量は４．３Ｍ㎩に引き上げなければならない。平均動的応力降下量を４．３Ｍ㎩とした上でレシピに記載されたアスペリティ面積比２２％を採用すると，アスペリティ動的応力降下量は１９．５Ｍ
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㎩となる。壇ほか(2011)で短周期レベルが記載されている１９９５年兵庫県南部地震（以下「兵庫県南部地震」という。），鳥取県西部地震及び２００５年福岡県西方沖地震（以下「福岡県西方沖地震」という。）については，それぞれ，アスペリティの動的応力降下量が３１．９Ｍ㎩，６．７Ｍ㎩及び１８．９Ｍ㎩と算定されており，この３つの数値の算術平均は１９．２Ｍ㎩となることからしても，債務者の設定する１２．２Ｍ㎩というのは過小評価のおそれが大きい。
ｃ４８０㎞と１３０㎞ケースへの入倉・三宅(2001)の適用可能性⒜Fujii   andMatsu’ura(2000)の問題点債務者は，スケーリング則の違いによる影響評価を行うため，Fujiiand   Matsu’ura（2000）による評価も行っているが，この手法には壇ほか(2011)   とほぼ同じ問題があり，地震動の過小評価の問題を解消することになっていない。応力降下量３．１Ｍ㎩，アスペリティ応力降下量約１４．４Ｍ㎩というのは，断層幅を１５㎞と設定する等いくつかの条件下で導出された値であり，その適用範囲等について今後十分に検討されなければならない暫定値に過ぎない。当該手法を適用することによる不確定性を十分に見込まなければ，万が一の深刻な事態を考慮しなければならない原子力発電所の耐震設計に適用できるものにはならない。
⒝入倉・三宅(2001)を適用すべきこと
債務者は，１３０㎞と４８０㎞の各ケースにつき，レシピに記載された入倉・三宅(2001)を適用していない。しかし，レシピでは入倉・三宅(2001)によって地震モーメントを推定する場合の上限を，Ｍｏ＝１．０×１０２１Ｎ・ｍとしている（入倉・三宅(2001)によれば，震源断層面積４２４０㎞³に相当する。）のに対し，債務者
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は４８０㎞ケースにつき，壇ほか(2011)により，震源断層面積を６１２４㎞³としながら，地震モーメントは上記閾値を下回る５．３０×１０２０と算出していることからすれば，壇ほか(2011)では，レシピにおける入倉・三宅(2001)の適用上限を超える震源断層面積を当てはめた場合でも，上限の半分程度の地震モーメントしか算出されないことが分かる。原子力規制委員会は，レシピよりも大幅に地震モーメントを過小評価していることを質さなければならなかったのに，そのような審査が行われた形跡はない。
ｄ５４㎞ケースでの入倉・三宅(2001)による過小評価⒜入倉・三宅(2001)には過小評価のおそれがあること債務者は，５４㎞ケースのスケーリング則として，基本として壇ほか(2011)を採用するほか，入倉・三宅(2001)を基本震源モデルに織り込んでいる。しかし，入倉・三宅(2001)については，原子力規制委員会の元委員長代理島﨑邦彦（以下「島﨑元委員長代理」という。）が，断層傾斜角が６０－９０度で，断層のずれが大きい場合には，地震モーメントが過小評価される可能性があり，慎重な検討が必要であることを明らかにしているほか，平成１８年の中央防災会議等も地震規模を過小評価するおそれを指摘している。したがって，債務者が５４㎞ケースに入倉・三宅(2001)を採用したことは，入倉・三宅(2001)の過小評価の問題を看過したものであって，瑕疵が著しい。
⒝松田式等他の式も用いるべきこと
入倉・三宅(2001)は，地震本部が平成１７年３月に公表した時点での強震動予測手法において地震規模を求める唯一の式として紹介され，その後の強震動評価で用いられてきたが，活断層の情報から地震規模を想定する上では，入倉・三宅(2001)よりも松田式等の方
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が妥当と判断されたことから，平成２０年４月１１日に改訂された強震動予測手法から，入倉・三宅(2001)と並んで松田式が地震規模を求める関係式として採用されるに至っている。したがって，漫然と入倉・三宅(2001)で算出した地震規模は，想定し得る最大の地震規模とはいえないのはもちろん，その平均値すら大きく下回るおそれが強い。特に敷地前面海域の断層群のように地震発生層が比較的薄いところにある高角の活断層については，入倉・三宅(2001)だけでなく松田式等他の式をも用いた地震規模の想定を行い，いずれか大きい方を採用した上でばらつきを考慮するという方式を採用しなければ，保守性に欠けることは明らかである。
不確かさの考慮について
ａスケーリング則のばらつきについて
⒜スケーリング則にばらつきがあること


断層モデルを用いた地震動評価では，震源断層の面積から地震規模（地震モーメント）を求める式として，壇ほか(2011)，Fujii＆Matsu’ura（2000），入倉・三宅(2001)がそれぞれ用いられている。これらの経験式は平均値としての地震規模を与えるべく提案された，ばらつきを内包するものであるため，地震ガイドやＩＡＥＡの基準に従う限り当然これを考慮しなければならないのに，債務者及び原子力規制委員会はこれを考慮していない。震源断層面積から地震モーメントを求める式のばらつきは１．６倍，アスペリティ総面積と総断層面積との関係式のばらつきは１．３４倍であるとされており，ばらつきの定量的評価は十分可能であるはずなのに，債務者はそれを怠っている。
⒝地域特性にすぎないとの債務者の主張について
債務者は，入倉・三宅(2001)でばらつきが生じるのは個々の観測
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記録の地域特性のためであり，それは本件発電所の地域特性とは異なるから，入倉・三宅(2001)に記載されたばらつきを地震動評価に用いるのは適切ではないと主張する。仮に債務者が主張するとおり，入倉・三宅(2001)のばらつきが個々の観測記録の地域特性の反映によるものであるとしても，ばらつきを生じさせている地域特性が具体的にどのようなもので，そのような特性が本当に本件発電所にはないといえるのか，債務者は明らかにしていない。ばらつきを生じさせる地域特性というものが仮にあるとしても，それを漏れなく抽出するようなことは不可能である。結局，実際に敷地前面海域の断層群が活動したとき，その地震規模が入倉・三宅(2001)による推定値よりも大きくなるか，小さくなるかは，誰も分からない。入倉・三宅(2001)に記載された元データのばらつきは，その誤差を定量的に評価する際に十分参照できるものであり，これを用いることが適切ではないという債務者の主張は根拠を欠く。
ｂグリーン関数法のばらつき等について
経験的グリーン関数法は，レシピでは，「想定する断層の震源域で発生した中小地震の波形を要素波（グリーン関数）として，想定する断層の破壊過程に応じて足し合わせる方法」とされているが，債務者は，中央構造線断層帯から発生する内陸地殻内地震とはまったく性質が異なる，平成１３年３月２６日に安芸灘で発生した海洋プレート内地震１つだけを要素地震として採用しており，レシピに記載されている方法にさえ反している。海洋プレート内地震は内陸地殻内地震よりも応力降下量が大きくなる性質を有するが，グリーン関数法では応力降下量の比によって強震動計算が行われることになるため，海洋プレート内地震を要素地震とすると過小評価のおそれが高い。債務者は，４８０㎞ケースについて統計的グリーン関数法による応答スペクトル
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と比較し，経験的グリーン関数法と整合的であると述べているが，少なくとも南北方向の周期０．３秒以上では経験的グリーン関数法が統計的グリーン関数法よりも大幅に地震動を過小評価する結果が示されており，これを「整合的」というのはあるべき慎重さに欠ける。債務者のグリーン関数法については再検討を行った上，そのばらつきを評価することが行われない限り，ＳＳＧ－９が要求する震源モデルシミュレーションのばらつきを考慮したことにはならず，地震ガイドが要求する経験的グリーン関数法の要素地震の設定の妥当性にも欠ける。
ｃ不確定性の考慮の不十分さ
断層モデルに基づく強震動予測手法は，もともと地震現象の物理的記述を目的としたところから出発した技術であり，その出自から，震源のモデル化を中心に，予測時には決定困難なパラメータを多数設定しなければならないという難点を抱えている。このような断層モデルを用いた手法の特質を踏まえるならば，年超過確率を１万分の１から１００万分の１という極めて低頻度に抑えることを前提とした原子力発電所の基準地震動の策定の上でこれを用いるためには，予測される地震動のばらつきや発生確率をできるだけ正確に見積もった上で，各経験式のばらつき，認識論的不確定性と偶然論的不確定性等を十二分に考慮に入れたパラメータスタディを行わなければならない。しかし，債務者の不確かさの考慮は，そのような緻密さも慎重さも著しく欠けており，設置許可基準規則解釈等の要請に応えているとは到底いえない。債権者らは，地震動の予測結果には一部の偶発的不確定性に起因するものだけで倍半分程度のばらつきが生じることを示したが，これに対し，債務者は，なぜ債務者の不確かさの考慮で十分といえるのかについての具体的な根拠もないまま「不確かさの考慮は十
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分」と主張しているに過ぎない。債務者は，応力降下量，断層傾斜角，破壊伝播速度及びアスペリティの平面位置という各パラメータにつき，事前の調査，経験式等によってモデルを特定することが可能な不確かさであるとして，これらを重畳させて考慮することはしていないが，これらのパラメータについても債務者は事前に特定できていないことは疑いなく，同時に不利な方向へばらつくことは十分に考えられる。その点で債務者が基本震源モデルに織り込むこととした偶然的な不確かさ及び事前にモデルを特定することが困難な不確かさと変わりがなく，これらの重畳を考慮しないのは不適切である。
（債務者の主張）
ア応答スペクトルに基づく地震動評価
松田式による地震規模の推定
ａ松田式の適用方法について
⒜債務者の手法の合理性
債務者は，敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）の地震規模については，松田式の適用が長さ８０㎞以下の断層に限られると考えられていることから，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算出した地震規模を合計することにより，断層全体の地震規模を求めた。この手法は，地震本部による長期評価手法でも断層長さが断層面の幅の４倍を超える場合には長さが４倍を超えないように区分した区間が連動するモデルを設定して地震規模を算出する手法が示されており，改訂レシピでもこの長期評価手法が参考とすべき知見として示されている。このように，債務者が評価した中央構造線断層帯の地震規模は，合理的なものであり，債権者らの主張には理由がない。
⒝松田式がすべり量飽和の考え方に基づいていないこと
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債務者は，地震規模の推定に用いる松田式がすべり量飽和の考え方に基づいていないため，その適用条件の制約のために概ね８０㎞以下の断層に区分しているものである。債権者らは，長大断層の地震モーメントと震源断層のスケーリング則を示したMurotaniet   al.(2015)の知見を確立された知見ではないかのように主張するが，レシピでも採用されているとおり，債務者が，長大な断層においてはすべり量が飽和するという知見を，長大断層である中央構造線断層帯に係る地震動評価において用いることは至って合理的である。
ｂ不確かさの考慮について
⒜松田式のばらつきについて


債権者らは，松田式にばらつきがあることを問題視するが，経験式は，観測記録を基に，その平均的な値を求めるものであることから，経験式の基となる観測記録と経験式から算出した結果にばらつきが生じるのは当然である。むしろ，松田式については，非常に誤差が小さく，震源断層長さと地震規模の間に強い相関関係があることを示している。また，そのようなばらつきは，基となるデータの地域特性が反映されたものであるので，これをそのまま本件発電所での地震動評価に用いるのは適切ではない。なお，債務者は，本件発電所の地域特性を反映して，断層長さにつき，４８０㎞，１３０㎞，６９㎞及び５４㎞の各ケースで評価することによって，マグニチュードは７．７～８．５，地震モーメントでは８．７１×１０１９Ｎ・ｍ～８．４７×１０２０Ｎ・ｍと想定することで，約９．７倍のばらつきを考慮している。また，松田式は，震源断層長さから評価すると観測記録よりも大きなマグニチュードを導く，保守的な値を求める式であり，債務者は，震源断層長さから松田式を用いて中央構造線断層帯のマグニチュードを求めているから，松田式の基とな
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ったデータのばらつきを考慮しても，債務者が想定する中央構造線断層帯の地震規模が，債権者らが主張するような過小評価となることはない。
⒝断層長さの認識論的不確定性について
中央構造線断層帯は，長大な活断層として，非常に多くの研究者らによって調査が行われており，債務者自身も入念な調査を行い，その性状を詳細に把握してきた。また，中央構造線断層帯のように，過去に繰り返し活動している非常に成熟した断層においては，震源断層が地表断層として表れていると考えられている。債務者が中央構造線断層帯において設定する約４８０㎞という断層長さは，そうした研究成果や調査の結果に係る最新の知見を踏まえ，最大規模を想定するとの観点で震源断層を設定したものであり，震源断層長さの設定において，地震規模を過小に評価するような不確かさは存在しない。したがって，地震発生前には地下の震源断層の長さは分からないので，松田式には地表地震断層の長さを当てはめざるを得ないとの債権者らの主張は誤りである。
ｃ中央構造線の長期評価との比較について
中央構造線の長期評価と比較して，そもそも「明らかに過小評価」とする指摘も当たらないが，債務者と地震本部とで地震規模の評価が多少異なる主な理由としては，設定しているすべり量が異なることなどにある。
中央構造線の長期評価における地震規模は，地表変位量（７ｍ）が断層の平均すべり量と同じという仮定や，一部区間の断層の幅や平均すべり量が全長（約１３０㎞）にわたって同一であるという仮定のもと算出されたものであるところ，室谷ほか(2009)及び室谷ほか(2010)によれば，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
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２～３倍であり，地表最大変位量は断層長さがほぼ１００㎞で約１０ｍに飽和するとされている。これらの知見に基づくと，地震本部の想定する断層の平均すべり量７ｍでは，地表最大変位量は１４～２１ｍとなり，堤・後藤(2006)が四国西部の中央構造線断層帯で確認したとする地表の変位量２～４ｍと整合しない。債務者はこうした点を踏まえ，敷地の強震動評価を行う観点から，適切な平均すべり量を設定し，地震規模を評価したものであり，債務者の評価したモーメントマグニチュードと中央構造線の長期評価のモーメントマグニチュードとを単純に比較するのは適切ではない。
耐専式等距離減衰式の適用について
ａ耐専式適用結果の排除について
債権者らは，債務者が５４㎞，６９㎞及び１３０㎞の各ケースの鉛直モデルについて耐専式の適用を排除したのは恣意的であると主張する。しかし，４８０㎞ケースは鉛直モデル，北傾斜モデルともに耐専式が適用できる範囲にあるものの，１３０㎞，６９㎞及び５４㎞の各ケースは，いずれも等価震源距離が耐専式の適用範囲を示す「極近距離」よりも短くなり，基本的には適用外の範囲にある。特に，各鉛直モデルは耐専式の検証に用いた観測記録がない範囲であり，適用にあたっては慎重な検討が必要である。そこで，耐専式の適用性の検証において，①評価対象となる断層の距離及び地震規模と基となるデータの範囲とを比較して適用性を吟味した上で，②その他距離減衰式及び断層モデルによる評価から導かれる地震動レベルとも対比して適用性を検討したところ，上記各鉛直モデルについては，①等価震源距離及び地震規模の観点からは，耐専式の本来の適用範囲からも外れており，さらには，②その他距離減衰式及び断層モデルによる評価から導かれる地震動レベルからも大きく乖離していることから，その他の距離減
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衰式を採用することとしたものであり，排除が恣意的であるとの主張は失当である。
ｂ不確かさの考慮について
⒜耐専式のばらつきについて
債権者らは，耐専式の基となるデータにはばらつきが多く，このばらつきの幅を地震動評価の結果にも反映すべきであると主張するが，耐専式のばらつきは，ある観測地点における地震動に地域特性，すなわち，「震源特性」，地震波の「伝播特性」，地盤の「増幅特性」が反映されることにより生じるものである（つまり，データベースのばらつきは，各データが観測された地点の地域特性そのものである。）。本件敷地に係る地震動評価において反映すべきは当該敷地の地域特性であるのは当然であるところ，債権者らの主張は，これを無視して，他地点の地域特性を妥当性の検証を行うこともなく本件敷地に係る地震動評価に適用するよう求めるものであり，極めて不合理である。
⒝その他不確かさの考慮について
債務者は，応答スペクトルに基づく地震動評価では断層長さ及び断層傾斜角の不確かさを考慮するなどしているが，より詳細な不確かさについては，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。そもそも，原子力発電所の地震動評価では，応答スペクトルに基づく地震動評価は少ないパラメータを用いる簡便な手法であることから，精緻な不確かさの考慮については断層モデルを用いた手法による地震動評価に反映することが予定されている。このことは，地震ガイドにおいて，断層モデルを用いた手法による地震動評価に係る不確かさの考慮に関する規定にのみ，不確実さの要因を偶然的不確実さや認識論的不確実さに分類・分析することを求
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めていることからも明らかである。


もっとも，債務者は，応答スペクトルに基づく地震動評価の手法に伴う不確かさについて，耐専式の適用性を慎重に検討する過程において，耐専式以外の距離減衰式による評価結果及び断層モデルを用いた手法に基づく地震動評価の結果と比較して，内陸補正を行わなければ過大な結果になるケースであっても，あえて内陸補正を反映せずに耐専式による評価を行うことで，十分に保守的な評価を行っている。その結果，債務者が行った応答スペクトルに基づく地震動評価において，十分なばらつきが反映されていることは，その評価結果を示す応答スペクトルが，幅広く分布していることからも明らかである。
⒞南傾斜モデルを考慮しないことなどについて
債権者らは，耐専式の適用にあたり，断層の南傾斜の可能性を考慮する必要がある旨主張するが，債務者が南傾斜モデルを考慮しなかったのは，耐専式の適用において断層面の南傾斜を想定すると，断層面が本件敷地により近くなり，耐専式の適用範囲からさらに外れることになるからであって，合理性がある。
また，債権者らは，耐専式を用いた場合，パラメータとして用いる等価震源距離の影響で６９㎞ケースで最大となり，１３０㎞及び４８０㎞の各ケースがこれを下回ることを問題視するが，耐専式という手法に等価震源距離を用いることによる特性が存在することは公知の事実である。そこで，債務者は，等価震源距離の特性に伴う不確かさを考慮するために，５４㎞，１３０㎞及び４８０㎞の各ケースの評価に加えて６９㎞ケースの評価を行い，その結果，保守的な結果が得られたものである。また，中央構造線断層帯に係る断層モデルを用いた手法による評価結果からは，５４㎞，１３０㎞及び
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４８０㎞の各基本ケースからもたらされる地震動はほぼ同じであり，断層長さを変えてもより実像に近い地震動としては違いが生じないということが確認できているため，仮に耐専式の特性により，１３０㎞及び４８０㎞の各ケースが６９㎞ケースと比べると若干小さめの評価になっていたとしても，６９㎞ケースの評価を代表させることで，適切に基準地震動を策定することができるのであり，債権者らの主張は理由がない。
イ断層モデルを用いた地震動評価
基本震源モデルの設定について
ａ改訂レシピについて
債権者らは，改訂レシピによれば，５４㎞及び１３０㎞の各ケースでは，Fujiiand    Matsu’ura(2000)のスケーリング則から導かれた応力降下量（３．１Ｍ㎩）が適用できる閾値（地震モーメント１．８×１０２０Ｎ・ｍ）を下回るとして，これを用いる債務者の評価が不合理であると主張する。
しかしながら，改訂レシピにおいて，上記応力降下量を用いるにあたっての閾値が示されたものの，これはあくまで目安に過ぎない。地震の発生には地域性が存在することから，一律の数値でその適用性を判断するのではなく，対象とする断層に対して，個別に，長大断層に該当するか否か，つまり，すべり量が飽和する領域にある断層であるか否かという観点で評価すべきである。そして，中央構造線断層帯の場合には，断層幅（１３㎞）に対して断層長さが十分に長く（例えば，５４㎞ケースにおいても，断層長さは幅の４倍以上ある。），長大断層に該当すると評価できるので，上記応力降下量を用いた評価を行うことが適切であると判断されるのであり，債務者が上記応力降下量を適用したのは合理的である。
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ｂ長大断層に用いる手法について
⒜仮説にすぎないとの主張について
債権者らは，壇ほか(2011)の手法の正確性が検証不可能であるなどと主張する。
しかし，壇ほか(2011)は壇ほか(2012)によって，長大断層の観測記録とも整合することが検証されている。また，藤堂ほか(2012)でも，壇ほか(2011)を用いて中央構造線断層帯の断層長さ３６０㎞のモデルによる強震動評価を行い，その評価結果と司・翠川(1999)の距離減衰式による推定値及び２００２年Denali地震の断層近傍の観測記録とを比較し，よく対応していることが確認されている。さらに，壇ほか(2016)は，１９９９年トルコKocaeli地震を対象として検証を行い，壇ほか(2011)による長大横ずれ断層の評価手法の妥当性が示された旨述べている。債務者自身も，壇ほか(2011)を用いた中央構造線断層帯の地震動評価結果と上記地震や２００８年四川地震の岩盤上の観測記録とを比較して整合的であることを確認しており，原子力規制委員会の審査でも確認を受けている。このとおり，壇ほか(2011)の妥当性については適切な検証が行われており，長大断層の地震動予測を正しく行うことができるのか検証が不可能であるとする債権者らの主張には理由がない。
⒝すべり量の飽和について
債権者らは，壇ほか(2011)では，震源断層の長さが約８０㎞を超えると平均すべり量はほぼ３ｍで一定という結論を導くことになるが，すべり量は，断層が連動しても変わらないという考え方と，長くなればなるほど大きくなるという考え方があり，中央構造線断層帯がどちらなのかは分からない旨主張する。しかし，長大断層の断層長さと地震規模とのスケーリング則については，段階的に変化す
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るという知見が一般的であり，断層が長くなればすべり量も飽和することが指摘されており，内陸地殻内地震の場合，長さが１００㎞程度を超えるような断層になると，地表の最大変位量が１０ｍ程度で飽和するというのが一般的に認識されている知見である（室谷ほか(2010)）。壇ほか(2011)は上記知見等にも整合しており，これを債務者が採用したことは不合理ではない。
⒞壇ほか(2011)が妥当であること


債権者らは，壇ほか(2011)では，震源断層幅を１５㎞と仮定したシミュレーションによって強震動予測に用いる平均動的応力降下量やアスペリティの応力降下量を求めているが，債務者による中央構造線断層帯の４８０㎞ケースの平均断層幅は１２．２㎞であり，これをそのまま適用するのは合理的ではないと主張する。債務者は，壇ほか(2011)が震源断層幅を１５㎞と仮定して平均動的応力降下量，アスペリティ応力降下量を設定していることについて，幅約１３㎞の中央構造線断層帯に適用しても問題ないことを検証・確認しており，壇ほか(2011)が設定するデータを用いて評価を行うことは不合理ではない。具体的には，断層長さと断層幅の関係，短周期レベル，地震モーメント，すべり量等，壇ほか(2011)のスケーリング則の回帰に用いた実地震の断層パラメータと本件発電所の地震動評価で設定した断層パラメータの比較を行っており，設定したパラメータが回帰に用いたデータと概ね対応することを確認している。この点については，原子力規制委員会も確認している。ｃ４８０㎞と１３０㎞の各ケースへの入倉・三宅(2001)の適用可能性⒜Fujii   andMatsu’ura(2000)について債務者は，Fujiiand    Matsu’ura(2000)は，いくつかの条件下で導出された値であり暫定値に過ぎないとして，当該手法を適用す
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ることによる不確定性を十分に見込まなければ，原子力発電所の耐震設計に適用できない旨主張する。
Fujiiand    Matsu’ura(2000)に基づく応力降下量の設定が，レシピでは暫定値と記載されているとしても，この設定を用いることにより求まるアスペリティの応力降下量が，内陸の長大な横ずれ断層に関する既往の調査・研究成果とおおよそ対応するのは事実である（だからこそ当該手法がレシピに採用されているのである。）。また，債務者は，そういったスケーリング則の不確定性を踏まえ，基本的には壇ほか(2011)を用いて震源モデルを構築するものの，異なる観点から震源モデルを構築するために，FujiiandMatsu’ura(2000)を採用した。したがって，この目的に鑑みれば，FujiiandMatsu’ura(2000)自体の不確定性をさらに考慮する必要はなく，ましてや原子力発電所の耐震設計に適用できないという主張は誤りである。
⒝入倉・三宅(2001)の適用可能性について
債権者らは，壇ほか(2011)を適用すると，レシピが入倉・三宅(2001)を適用する上限とする地震モーメントの半分程度しか算出されず，レシピよりも大幅に過小評価となるなどと主張する。しかし，地震規模のスケーリング則は，断層の破壊に応じて変化することが知られている。つまり地震規模が，幅・長さ・すべり量に比例する領域（地震モーメントが７．５×１０１８Ｎ・ｍ以下），長さ・すべり量に比例する領域（同７．５×１０１８Ｎ・ｍ以上かつ１．８×１０２０Ｎ・ｍ以下），長さに比例する領域（同１．８×１０２０Ｎ・ｍ以上）の３ステージが知られているところ，債務者が壇ほか(2011)に基づき算出した地震モーメント５．３×１０２０Ｎ・ｍを上記知見に照らせば，地震規模が長さに比例するMurotani   et
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al.(2015)の領域に該当しており，地震規模が長さ・すべり量に比例する領域に適用される入倉・三宅(2001)と比較して過小評価と主張することは意味を持たない。Murotanietal.   (2015)で評価する領域においては，同スケーリング則と壇ほか(2011)のスケーリング則はよく対応しており，債務者が壇ほか(2011)を採用して地震規模の評価を行ったことが妥当であることを示している。
ｄ５４㎞ケースでの入倉・三宅(2001)による過小評価
⒜過小評価との主張について
債権者らは，島﨑元委員長代理が，入倉・三宅(2001)を用いて地震モーメントを求めると過小評価となる場合があることを指摘しているとして，債務者が入倉・三宅(2001)を適用して求めた５４㎞ケースの地震動評価が過小評価であるおそれがある旨を主張する。しかし，島﨑元委員長代理の指摘については，関西電力株式会社（以下「関西電力」という。）大飯発電所（以下「大飯発電所」という。）の地震動評価について同様の指摘を受けた原子力規制庁が検証を行った結果，原子力規制委員会が基準地震動を見直す必要はないと結論付けているのであるから，島﨑元委員長代理の指摘をもって５４㎞ケースの地震動評価が過小であるとする債権者らの主張は適切ではない。また，そもそも島﨑元委員長代理が入倉・三宅(2001)を用いた場合に地震モーメントが過小評価となると主張しているのは，断層傾斜角が「垂直な断層や垂直に近い断層」を対象とした場合であるとされているところ，債務者は，入倉・三宅(2001)を適用する５４㎞ケースについて，断層傾斜角を北傾斜３０度とする不確かさを考慮していることから，島﨑元委員長代理の指摘は，本件原子炉の地震動評価には当たらない（５４㎞ケースの鉛直モデルでは地震モーメントが２．７４×１０１９Ｎ・ｍであるのに対し,－127－
北傾斜３０度のモデルでは約４倍の１．１０×１０２０Ｎ・ｍとなっている。）。さらに，鉛直モデルについても，入倉・三宅(2001)以外にも，壇ほか(2011)を適用して地震モーメントを算出し，入倉・三宅(2001)で求まる地震モーメントよりも保守的な値を設定して地震動評価を行っており，過小評価という指摘は当たらない。⒝松田式等他の式も用いるべき旨の主張について
債権者らは，平成２０年４月１１日改訂の強震動予測手法から，地震規模（地震モーメント）を求める手法として，従来から記載されていた入倉・三宅(2001)に加えて，松田式を用いる手法が記載されることとなり，中央構造線の長期評価でも松田式を用いる手法が採用されているとして，これは地震本部が入倉・三宅(2001)よりも松田式を用いる手法が妥当だと判断したものである旨を主張する。しかしながら，その経緯については，平成２１年７月２１日に公表された「全国地震動予測地図」の技術報告書において，レシピは，断層帯を個別に取り上げて，詳細に強震動評価を行うことを目的としてまとめられてきた一方で，多くの断層帯を対象として一括して計算するような場合や，対象とする断層帯における詳細な情報に乏しい場合であっても強震動の時刻歴を計算できるようにするため，従来のレシピに基づきながらも一部の断層パラメータの設定を簡便化した方法がレシピに追加されたものである旨説明されている。この説明等からすれば，入倉・三宅(2001)を用いた債務者の評価を非難する債権者らの主張は，レシピにおける松田式の位置付けを理解しないものであり，失当である。
不確かさの考慮について


ａスケーリング則のばらつきについて
債権者らは，ばらつきの定量的評価は十分可能であるにもかかわら
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ず，債務者がこの評価を怠っているなどと主張する。
しかし，経験式とその基となるデータ（さまざまな地点や地震に関する観測値）のばらつきが生じるのは，個々の観測記録の地域特性が反映されているからである。そして，債務者は，スケーリング則を示す経験式にこのようなばらつきがあることを当然認識しており，だからこそ，複数の経験式を用い，本件発電所の地震動評価において考慮すべき地域特性を踏まえ，様々な不確かさを考慮した評価を行っている。例えば，債権者らが指摘する短周期レベルでいえば，壇ほか(2011)を用いる場合で，５４㎞の基本ケースでは１．５６×１０１９Ｎ・ｍ／s2であるところ，４８０㎞の基本ケースでは４．５４×１０１９Ｎ・ｍ／s2（５４㎞の基本ケースの約２．９倍）となり，同じく４８０㎞ケースのうち応力降下量の不確かさを考慮したモデルでは７．４５×１０１９Ｎ・ｍ／s2（同約４．７倍）となっており，十分に大きなばらつきを考慮しており，債権者らの主張は当たらない。また，債権者らは，債務者が個々の観測記録の地域特性が具体的にどのようなものかを明らかにしていないとして論難するが，経験式に則って地震モーメントを求めることにより平均的な値を得ることができるのであるから，その際に，債務者が考慮すべき地域特性を加味することにより，必要なばらつきを考慮することができるのであり，個々の観測記録の地域特性を明らかにする必要はない。
ｂグリーン関数法のばらつき等について
債権者らは，債務者が中央構造線断層帯の評価に用いたグリーン関数（要素地震）が適切ではないとし，グリーン関数のばらつきを評価すべきであると主張する。
しかし，まず，グリーン関数の適切性について，債務者は，海洋プレート内地震を要素地震として採用するにあたり，適切に媒質や応力
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降下量の補正を行っており何ら問題はなく，過小評価となるおそれもない。また，債務者は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ている。その結果，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，債務者は経験的グリーン関数法を評価に用いることとしたものである。債権者らは，南北方向の０．３秒以上では経験的グリーン関数法では過小評価だと指摘するが，債務者の評価は，重要施設の耐震安全性を確保するという観点から妥当な評価である。さらに，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おり，耐震安全性は担保されているのであり，過小評価との指摘は全く当たらない。
ｃ不確かさの考慮が不十分との主張について
債権者らは，債務者による不確かさの考慮が十分ではないかのように指摘するが，債務者は，次のとおり，多岐にわたる不確かさを考慮しており，債権者らの主張は誤りである。
すなわち，断層モデルを用いた地震動評価において，断層の性状に関する不確かさ，スケーリング則に関する不確かさ，地震動評価手法に関する不確かさといった各種の不確かさについて，不確かさの要因を分類するとともに，適切に分析を行った上で，これらの不確かさを必要に応じて組み合わせて考慮している。例えば，中央構造線断層帯の性状に関する不確かさに関しては，そもそも地震発生時の環境に左右されて定まらない性状や，調査，検討を尽くしても平均的なモデルを特定しきれない性状があること，一定の性状を評価できたとしてもこの評価結果に不確実さを伴っているかもしれないことを勘案してい
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る。このうち，地震発生時の環境に左右される偶然的な不確かさ（破壊開始点等）及び事前に平均的なモデルを特定することが困難な不確かさ（アスペリティ深さ，断層長さ（連動）等）については，４８０㎞，１３０㎞及び５４㎞の各基本ケースに，アスペリティ深さの不確かさとして保守的に断層上端にアスペリティを配置し，破壊開始点の不確かさとして地震動評価への影響が大きくなるよう断層東下端，中央下端及び西下端の３か所に設定（ただし，特に厳しい評価となる応力降下量に係る不確かさを考慮するケースでは５か所に設定）することで適切に考慮している。また，一定の性状を評価できたとしてもこの評価結果に不確実さを伴う可能性を勘案して，事前の調査，経験式等によって平均的なモデルを特定することが可能な不確かさ，すなわち，①応力降下量，②地質境界断層の傾斜角（北傾斜），③断層傾斜角（南傾斜），④破壊伝播速度及び⑤アスペリティの平面位置については，基本震源モデルに重畳させる不確かさ，換言すれば独立した不確かさとして考慮している。
⑵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）について
（債権者らの主張）
ア南海トラフから琉球海溝までの連動を想定すべきこと債務者は，南海トラフの巨大地震（陸側ケース）を検討用地震として選定し，基本震源モデルとしている。しかし，そもそも南海トラフの巨大地震を検討用地震として選定することの妥当性をめぐり，確率論的なモデルの構築も，定量的な評価も，安全目標との照合も，何も行っていない。その点を措くとしても，南海トラフの巨大地震は，従前の既往地震を基にした想定よりは保守的になったものの，南海トラフから琉球海溝までが連動することを想定されていない点で南海トラフ地震として考え得る科学的に最大規模の地震というわけではないから，原子力発電所の耐震安全性を確
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保する上で十分な想定とはいえない。南海トラフから琉球海溝連動による超巨大地震は，津波ガイドにおいて，最大Ｍｗ９．６程度の地震として参照すべき波源とされている南海トラフから南西諸島海溝よりも若干小さいものであるが，設置許可基準規則解釈別記２第４条５項二③でも，プレート間地震では世界で起きた大規模な地震を踏まえて震源領域の設定を行うべきことが規定され，最大潜在マグニチュードの評価はＳＳＧ－９の要請でもあることからすれば，南海トラフ巨大地震の発生が迫っており，その震源域に含まれる本件原子炉において，複数の専門家から指摘され科学的に十分考えられるこの超巨大地震による地震動を想定しなくてよい理由はない。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価
地震規模Ｍｗ８．３は過小であること
債務者は，内閣府検討会において，南海トラフの巨大地震の検討に用いる経験的手法のパラメータがＭｗ８．３と設定されたことから，南海トラフの巨大地震はＭ９．０であっても地震動評価に用いる地震規模はＭｗ８．３でよいとしている。しかし，この想定は原子力発電所の基準地震動評価としては明らかに誤りである。


なぜ内閣府検討会が，南海トラフの巨大地震の地震規模と地震動の関係について，東北地方太平洋沖地震と同じ関係が当てはまると考えたのか，その理論的根拠は定かではない。しかし，内閣府検討会は，基本的には一般防災のために，「東北地方太平洋沖地震と同様な地震が，もし南海トラフで起きた場合」の震度分布等を検討しているに過ぎず，原子力発電所のように一たび重大事故が起きれば極めて深刻な被害が広範囲，長期間に及ぶ建造物の耐震安全性を検討しているわけではない。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ことは，内閣府検討会も認
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めている。
また，東北電力の資料でも，「東北地方太平洋沖地震の地震観測記録は，Ｍｗ８．３の距離減衰式とよく一致している。」，「Ｍ９程度の巨大地震だが，地震動としては，Ｍ８前半で頭打ちの可能性が示唆される。」と記載されているが，この東北地方太平洋沖地震の強震動記録をもとに，南海トラフＭ９クラスの地震もそうなるというためには，相応の理論的根拠を示す必要がある。仮に東北地方太平洋沖地震がＭｗ８．３相当の地震動しか発生させていないというのが事実であるとするならば，それが東北地方の地域性や偶然的不確定性等によるものでもなく，南海トラフにおけるＭ９程度の地震にも，必然的に，ないしそれに近い確率で伴う性質のものであることを論証しなければ，債務者の主張の正当性は裏付けられない。しかし，債務者はそのような論証を行っていない。
耐専式のばらつき等について
耐専式の元データにはＭ７．０以下の地震しか含まれていないから，Ｍｗ９クラスのケースに耐専式を適用するには，その適用可能性が検証されなければならない。仮に耐専式が使えるとしても，本件敷地の位置は震源域の北西端にある関係で，等価震源距離が１３１㎞ないし１２６㎞と，かなり大きく評価されてしまっており，震源域の中に本件敷地が含まれているにもかかわらず地震動が過小評価されているように見受けられる。この点を補うためにも，断層最短距離によって地震動を評価できる距離減衰式も適用すべきであるが，債務者にはそのような慎重さが欠けている。
また，耐専式にはプレート間地震でも標準偏差で倍半分程度のばらつきがある。Ｍｗ９．０以上の巨大地震は世界的にも稀であるが，これらのデータを含めて検討し，この点の不確定性を考慮した上で余裕をもっ
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た応答スペクトルにしなければならない。距離減衰式におけるばらつきや認識論的不確定性の考慮は，ＩＡＥＡの基準（ＳＳＧ－９）にも記載されている。しかし，債務者はこの点の検討も怠っている。
ウ断層モデルを用いた地震動評価
ばらつき，不確かの考慮の不十分さ
ａ断層モデルに基づく手法については，「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）」を考慮すべきことが，設置許可基準規則解釈別記２第４条５項二⑤で定められている。ところが，債務者は，南海トラフの巨大地震につき強震動生成域を敷地近傍に配置するケース（陸側ケース）のみを「不確かさの考慮」としただけで，その他のケースを一切考慮していない。まるで上記断層モデルを考慮すればそれ以外のケースを考慮する必要がないと言わんばかりであるが，同モデルでは科学的に最大のケースを考慮したとはいえないのであり，強震動生成域の位置を動かしただけで設置許可基準規則が要請する不確かさの考慮を行ったとはいえない。ｂ債務者は，断層モデルを用いた手法でハイブリッド合成法を使用しているが，地震ガイドでは，「伝播特性」「サイト特性」における各種の不確かさの分析を適切に行うことを求めており，ハイブリッド合成法の誤差を考慮しないのは地震ガイドに反する。Ｍ９クラス地震の観測例は少ないとはいえ，ハイブリッド合成法のばらつきについての定量的評価は不可能ではない。特に既往の研究によって理論的手法のばらつきは標準偏差で最大２倍程度の可能性が指摘されている以上，
無視することは到底許されない
強震動パルス生成域モデルの考慮が必要であること
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一辺が数十㎞程度の強震動生成域では，最大加速度に大きな影響を与える時間幅１～２秒程度の強震動パルスを再現するには，サイズが大き過ぎる。港湾航空技術研究所のチームリーダーである野津厚（以下「野津チームリーダー」という。）らは，京都大学名誉教授・入倉考次郎（以下「入倉名誉教授」という。）らとともに，東北地方太平洋沖地震等で実際に観測されている強震動パルスを説明するためには強震動生成域内部によりコンパクトな領域を考える必要があるとして，「強震動パルス生成域」（以下「ＳＰＧＡ」という。）という概念を提唱している。野津チームリーダーらは，東北地方太平洋沖地震を対象として，一辺が数㎞程度の９つのＳＰＧＡを設定した震源モデルを作成し，強震動シミュレーションを実施した結果，各地で実際に観測された強震動，特に工学上重要性の高い０．２－２㎐の帯域の速度波形（強震動パルス）を精度良く再現できることを示している。野津チームリーダーによると，東北地方太平洋沖地震では強いＳＰＧＡが仙台市から見ても１５０㎞も沖合に配置されていたため，最悪の事態こそ免れたものの，現代の地震学では，強いＳＰＧＡの破壊が陸域の近傍で生じなかった理由を説明できない。したがって，原子力発電所のように，一旦事故が起これば国民生活全般を脅かしかねない重要施設の耐震性の検討のために，大規模なプレート境界地震を対象として基準地震動を策定する場合においては，強いＳＰＧＡの破壊が対象施設の近傍で生じるような条件を設定することが必要である。
エ揺れの継続時間について
債務者は，揺れの継続時間を算定するに当たり，耐専式にＭ８．５を当てはめ，１０９．７秒という継続時間しか想定していないようである。しかし，東北地方太平洋沖地震の際には主たる破壊の継続時間は３分程度続いたのであるから，東北地方太平洋沖地震と同様の地震が南海トラフで発
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生しただけで，揺れの継続時間は債務者の想定を超える可能性が高い。特に琉球海溝まで連動してＭｗ９．６程度の地震が発生する場合，債務者が想定している揺れの継続時間（１０９．７秒）を２～３倍超過する危険があるから，債務者の揺れの継続時間の想定は過小である。
オ南海トラフの巨大地震以外の事象について
地震による他の事象の誘発について


Ｍ９クラスの南海トラフの巨大地震が誘発し本件原子炉を危機的状態に陥れる可能性がある事象は，甚大な被害により周辺からの支援が期待できない，原子力発電所作業員の離脱が続出する，海洋プレート内地震や火山噴火を誘発するなどいくらでも考えられ，とても全てを列挙できないほどである。しかし，近い将来の発生が懸念されるＭ９の震源域内で原子炉を稼働しようという原子炉設置者であれば，こういった事象は本来，全て列挙した上で，火山灰と地震動との重畳による被害の可能性など，一つ一つについて慎重な検討と十分な対策が練られているべきである。しかし債務者がそのような検討等を行った様子はない。
繰り返し地震について
債務者は，債務者の想定によっても弾性設計用地震動Ｓｄ－１を若干超える周期帯があると認めているところ，このことからすれば，南海トラフ地震により本件発電所を襲う地震動が債務者の想定の範囲内に収まるとしても，同地震によって塑性変形を許してしまう施設があるということになる。例えば，本件発電所の蒸気発生器伝熱管の基準地震動Ｓｓによる１次応力（膜応力＋曲げ応力）の発生値は４４０Ｍ㎩であり，この値は基準地震動Ｓｓに関する評価基準値４８１Ｍ㎩を辛うじて満足しているが，弾性設計用評価基準値２６３Ｍ㎩を約１．７倍上回っているのであり，基準地震動Ｓｓないしそれ未満の揺れに襲われた場合でも，弾性範囲を超えて塑性変形が生じている可能性がある。そこに再度基準
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地震動あるいはそれ未満でも激しい地震動に見舞われれば，その健全性が維持出来ず，周辺公衆に放射線被曝を与える事故につながるおそれがある。南海トラフ地震については，１８５４年安政南海地震（Ｍ８．４）がその４０時間後に海洋プレート内地震である豊予海峡地震（Ｍ７．４）を誘発したことが知られており，特に本件発電所については高い確率で南海トラフ地震とプレート内地震に襲われる可能性が指摘されているのであるから，本件発電所においてプレート間地震と海洋プレート内地震とによる繰り返し起こる強い揺れを想定しなくてもよい理由はない。さらに，南海トラフの巨大地震が本件敷地近傍において内陸地殻内地震を誘発させることも，経験的に十分あり得ることとして想定すべきである。
（債務者の主張）
ア南海トラフから琉球海溝までの連動について
債務者が想定するプレート間地震の地震動評価は，東北地方太平洋沖地震等の知見に基づいて想定される最大級の強震断層モデルを採用している。すなわち，内閣府検討会は，東北地方太平洋沖地震を契機として，南海トラフの巨大地震を対象として，これまでの科学的知見に基づき想定すべき最大クラスの対象地震の設定方針を検討することを目的として設立されたものであり，その推計結果に関しては，「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」とされているのである。南海トラフの巨大地震については，「最近のＭｗ８クラスの地震及び２０１１年東北地方太平洋沖地震の解析結果を基に，海溝型地震の強震断層モデルにおいて特に強い地震波を発生させる強震動生成域の面積とそのすべり量等に関する特徴，平均応力降下量等を調査し活用した」ものであり，「強震断層モデルについては，巨大地震の中でも最大級のものであ
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ることが確認され」ているところであり，南海トラフで発生する地震に係る最新の検討状況を踏まえても，最大クラスの地震を想定するためのモデルとして妥当である。
なお，琉球海溝は南海トラフよりも長いため，琉球海溝を含めた震源断層の中心はサイトから遠くなるから，地震規模が大きくなってもその影響は限定的であることは自明である。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価
地震規模Ｍｗ８．３が妥当であること
債権者らは，内閣府検討会において，南海トラフの巨大地震の検討に用いる経験的手法のパラメータがＭｗ８．３と設定されたことから，Ｍ９．０でも地震動評価上はＭｗ８．３でよいとするのは誤りと主張する。しかし，内閣府検討会は，「２０１１年東北地方太平洋沖地震において，経験的手法である距離減衰式から求められる，地震規模であるパラメータＭｗは８．２～８．３程度であり，すべり量や応力降下量など断層運動から求められる地震の規模Ｍｗ９．０と比べると相当小さな値となっている」こと，「中央防災会議(2003)の東海・東南海・南海地震に関する検討においても同様の関係が見られ，東海・東南海・南海地震の距離減衰式による震度分布の推計で用いたパラメータＭｗは８．０である」ことを踏まえて，Ｍｗ８．３を導き出しているのであり，債務者のパラメータの設定は適切である。
耐専式の適用可能性に関する主張等について
債権者らは，Ｍｗ９．０クラスの地震に耐専式を当てはめることができるか疑問であるなどと主張する。しかし，そもそも耐専式は，「Ｍ＝８．５までの地震の地震動評価に供するようにしている」とされているところ，債務者は，南海トラフの巨大地震をめぐる内閣府検討会の知見を参照して，地震規模をＭｗ８．３として地震動評価を行っているもの
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であり，耐専式を適用できないとする債権者らの主張は失当である。さらに，耐専式は，①解放基盤表面の地震動として評価できること，②水平方向及び鉛直方向の地震動が評価できること，③震源の広がりを考慮できること，④敷地における地震観測記録を用いて地域特性等が考慮できるのに対し，断層最短距離を用いる距離減衰式では必ずしも上記①ないし④の全てを考慮することができるものでないことから，債務者は耐専式を用いるのが合理的と判断したものであるし，断層モデルを用いた手法による評価を行って，地震動評価の精度向上を図っているから，債務者の想定は合理的である。
また，債権者らは，耐専式には倍半分程度のばらつきがあるため，このような不確定性を考慮した上で余裕を持った応答スペクトルにしなければならないと主張するが，不確かさの考慮については，南海トラフの巨大地震自体が，東北地方太平洋沖地震を踏まえたあらゆる可能性を含めた，最大クラスの地震・津波を想定したものであることから，距離減衰式による評価を行うにあたり，改めて二重三重に不確かさを考慮する必要はない。
ウ断層モデルを用いた地震動評価
ばらつき，不確かさの考慮について
ａ債権者らは，南海トラフの巨大地震の断層モデルに強震動生成域を敷地近傍に配置するケース（陸側ケース）のみを「不確かさの考慮」としただけであり，設置許可基準規則が要請する不確かさの考慮を行ったとはいえない旨を主張する。
しかし，債務者は，プレート間地震の評価にあたって，あらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震として想定された南海トラフの巨大地震のうち，敷地への影響が最も大きい陸側ケースを基本震源モデルとして評価を行っており，このモデル自体で地震規模及び震源


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要素の不確かさを考慮できているものと考えられる。債務者は，さらに安全側の評価となるよう十分に不確かさを考慮して，敷地に最も近い日向灘域の強震動生成域を敷地の直下に追加配置した断層モデルによる評価も行っていることから，不確かさの考慮が不十分とする債権者らの指摘は当たらない。
ｂ債権者らは，ハイブリッド合成法の誤差を考慮しないのは地震ガイドに反する旨を主張する。
しかし，そもそも本件発電所では，プレート間地震の地震動評価を行うにあたり，南海トラフの巨大地震を採用しており，十分不確かさを考慮しているのである。そして，その評価結果は，基準地震動Ｓｓ－１を十分に下回るものであり，ハイブリッド合成法の適否が基準地震動Ｓｓの適正さを左右するものではない。なお，地震ガイドにおいては，「必要に応じて不確かさを組み合わせる」と記述されているものであり，ハイブリッド合成法の不確かさを考慮する必要はないと判断されたものである。
ＳＰＧＡモデルについて
債権者らは，南海トラフ地震についても野津チームリーダーらの提唱に係るＳＰＧＡが本件発電所直下ないし近傍にあることを想定しなければならない旨を主張する。
しかし，ＳＰＧＡモデルについては，主に１．０秒～５．０秒の周期帯（０．２～１Hzの周波数帯域）における強震動の特性に着目した検討であり，この帯域ではカバーできないような工学上重要な施設も存在するが，同研究の主眼は上記の帯域にあるとされている。一方，原子力施設における主要な設備の固有周期は０．１秒以下であり，野津チームリーダーらが対象とする周期帯とは異なることから，原子力施設に想定する地震動評価として想定しなければならない必然性はない。
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また，海溝型の地震（プレート間地震及び海洋プレート内地震）において，太平洋プレートとフィリピン海プレートとでは，プレートの形成年代，厚さ，形状等に起因して，発生する地震動の強さが異なる（太平洋プレートの方が大きい）と考えられることから，東北地方太平洋沖地震の記録から特定されたＳＰＧＡを，プレートの異なる本件敷地周辺地域で発生する地震にそのまま想定するのは合理的とはいえない。さらに，内閣府検討会は，強震動生成域を配置するにあたり，深部低周波地震の発生領域を考慮して，強震動生成域を「可能性がある範囲で最も陸域側（プレート境界面の深い側）の場所に設定したもの」として陸側ケースを設定しているところ，内閣府検討会は，深部低周波地震の深い側の境界付近にあたる本件敷地直下において，特に強い地震を発生させるような断層すべりが起きる可能性は低いと判断して強震動生成域を配置していない。このように，本件敷地直下には，本来，強震動生成域は想定されないことから，当然ながら，「強震動生成領域の中で局所的に応力降下量の高い」とされるＳＰＧＡは想定されるものではない。債務者による本件発電所の地震動評価は，敷地直下には強震動生成域が想定されるものではないものの，不確かさを考慮することとして，敷地直下に強震動生成域を配置した検討を行ったものであるが，これに対してさらに不確かさを考慮して，強震動生成域に強度の高い破壊（ＳＰＧＡ）を設定した評価を行うのは，極めて可能性の低い現象で，現実的な想定とはいえず，合理的ではない。
エ揺れの継続時間について
債権者らは，南海トラフの，東海，東南海，南海地震の３つの地震セグメントが数分から数十分の時間差で順番にズレ動く時間差連動の検討が必要である旨主張する。
しかし，地震規模の大小と地震動の大小は必ずしも一致せず，南海トラ
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フや琉球海溝沿いの地震では規模が大きくなっても距離が遠くなるため，影響は限定的である。債権者らは，時間差連動の検討の必要性を述べるが，３つの地震セグメントが，仮に３分割されて時間差連動した場合にも，東海，東南海セグメントは敷地から離れていることから，これらのセグメントから敷地にもたらされる地震動はかなり小さいものと推察される。したがって，仮に３つのセグメントが時間差で動いて長時間の揺れをもたらしたとしても，南海セグメントによる影響が最も大きく，大きな影響が生じることはない。
オ基準地震動以外の影響について
債権者らは，南海トラフの巨大地震が発生した場合，サイト内外の被害状況により事故対応が困難になるおそれがあり，余震，他の地震又は火山活動を誘発するおそれがあるとも主張する。
しかし，債務者は，南海トラフの巨大地震に対する耐震安全性を確保しており，同地震によって事故対応が必要となることはないし，仮に中央構造線断層帯等による地震が誘発されたとしても，施設の安全性が損なわれないことも確認している。さらには，火山が噴火する可能性にも言及しているが，債権者らの単なる憶測にすぎない。もっとも，仮に火山活動が誘発されたとしても，本件原子炉の安全性が損なわれないことについては，後記９債務者の主張欄記載のとおりである。
また，債権者らは，南海トラフの巨大地震によって安全上重要な施設が塑性変形してしまう可能性は否定できないと主張するが，南海トラフの巨大地震による地震動の応答スペクトルは，やや長周期側で弾性設計用地震動Ｓｄ－１を若干超える周期帯があるものの，大半の安全上重要な施設の固有周期となる短周期側では，大きくＳｄ－１を下回っている。本件原子炉は，弾性設計用地震動Ｓｄに対して施設全体として概ね弾性範囲に留まることとしているため，短周期側の地震動レベルが十分に小さいことを踏
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まえると，本件原子炉の安全上重要な施設については，南海トラフの巨大地震による地震動に対して弾性範囲内で挙動し（地震力によって一時的に変形しても，地震力を取り除くと元どおりになる。），塑性変形（弾性範囲を超えて元に戻らなくなる変形）に至ることはない。さらに，債権者らは，「地震と火山活動が同時期に発生することは通常考えられる」とも主張するが，債務者は，自然現象などにより本件原子炉に対して加わる様々な力（荷重）を適切に組み合わせて，施設の強度を確保している。
⑶敷地ごとに震源を特定して策定する地震動（海洋プレート内地震）について
（債権者らの主張）
ア最大マグニチュード８．０を想定すべきこと


そもそも，債務者が１６４９年安芸・伊予の地震を検討用地震として採用したこと自体が，その妥当性をめぐる確率論的なモデルの構築，定量的な評価，安全目標の照合のいずれも経ていない点で相当でない。また，本件原子炉施設がある安芸灘～伊予灘～豊後水道は，Ｍ７前後の海洋プレート内地震が，最近４００年間で６回という，かなり高い頻度で発生してきた地域でもあり，地震本部の平成１６年２月２７日付け「日向灘および南西諸島海溝周辺の地震活動の長期評価について」（以下「日向灘長期評価」という。）によると，安芸灘～伊予灘～豊後水道のどこかで，Ｍ６．７～Ｍ７．４の規模のプレート内地震が，今後３０年以内に４０％程度の確率で発生するとされている。そうすると，本件原子炉の耐震設計としてＭ７．４の直下地震を想定したのでは，明らかな過小評価である。そして，地震本部の「全国地震動予測地図２０１４年版～全国の地震動ハザードを概観して～付録―１」（以下「２０１４予測地図」という。）によると，安芸灘～伊予灘～豊後水道の領域における，プレート内地震の最大マグニチュ
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ードは８．０であり，また，地震本部が作成した資料からすれば，フィリピン海プレートにおいてＭ８．０以上のプレート内地震は２０００年に１回程度発生するとみられる。地震本部の長期評価は我が国の地震予測でもっとも権威があるものであることからすれば，これを否定してより小規模な地震を基本ケースとすることは，認められるべきではない。また，設置許可基準規則解釈別記２第４条５項二③では，海洋プレート内地震に関しても，国内のみならず海外で起きた大規模な地震を踏まえるべきことが規定されているところ，国内における観測史上最大のプレート内地震（ただし海洋プレート内地震は２０世紀以降の記録しかない。）は１９９４年の北海道東方沖地震（Ｍ８．２）であり，１９１１年奄美大島近海の地震（Ｍ８．０）についても海洋プレート内地震とする説が従前からの通説である。
さらに，広島県，広島市ともに，安芸灘～伊予灘～豊後水道の領域における海洋プレート内地震については，日向灘長期評価に記載された最大のＭ７．４を元に地震被害の想定を行っている。債務者の想定であるＭ７．０又は７．２というのは，広島県及び広島市が一般防災目的で行っている地震規模想定をも下回る。かかる債務者の想定は，社会通念上許容されるものではない。
以上からすると，本件原子炉の基準地震動策定上，海洋プレート内地震のマグニチュードは，少なくとも８．０を基本ケースとすべきである。
イ耐専式の適用について
債務者は，海洋プレート内地震につき，応答スペクトルに基づく地震動評価として，耐専式を用いているようである。しかし，そもそも耐専式はＭ７．０までの地震を元データとした経験式であり，Ｍ７．４ないし８．０といった規模の海洋プレート内地震への適用妥当性は確認されていないと思われる。仮に適用できるとしても，債務者が補正係数に用いた本件敷
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地周辺の１０の海洋プレート内地震は，耐専式の適用下限であるＭ５．５を下回る規模の地震が半数を占めている上，深さの上限である６０㎞を超える地震も３つあり，補正係数の妥当性も疑われる。さらに，これら補正係数を導くための元データの平均から標準偏差で倍半分以上のばらつきが認められ，このばらつきを考慮しなくてもよい理由はない。
（債務者の主張）
アＭ８．０を想定すべきとする債権者らの主張について債権者らは，少なくともＭ８．０を基本ケースとすべきである旨を主張するが，次に述べるとおり，同主張は合理的根拠に乏しい。まず，地震本部が２０１４年予測地図で設定しているＭ８．０という値はあくまで暫定的な位置づけであると解されるところ，その値の根拠は，「１９１１．０６．１５奄美大島近海と同程度の地震が発生し得ると仮定」されたものである。この地震は，地震本部の長期評価においては，被害の大きさや津波がそれほど高くなかったことなどから，やや深いプレート内地震と推測されているのであるが，最新の研究ではプレート間地震と評価されているものであるから，本件敷地周辺の海洋プレート内地震に想定されるものではない。仮に海洋プレート内地震であった場合でも，琉球海溝の北部と南部では発震機構やテクトニクスが異なっているとともに，琉球海溝のプレートと本件敷地周辺（西南日本）のプレートは生成年代が異なっており，プレートの厚さに差が見られる（年代の新しい本件敷地周辺のプレートは，年代の古い琉球海溝付近と比べて薄く，想定される地震規模も小さい）ことから，琉球海溝で発生する地震は本件敷地周辺に想定されるものではない。この評価については，原子力規制委員会の審査で承認されている。
また，地震本部は，プレート内に８０㎞×８０㎞の水平の矩形断層面を想定しているのであるが，敷地周辺のフィリピン海プレートの厚さは３０
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～３５㎞程度であることから，九州下方に斜めに沈み込むフィリピン海プレートに対して，このように大きな水平矩形断層面を設定することは不可能であるから，地震本部による検討は，仮想の震源モデルに基づく，まさに確率論的な観点に立った地震動評価というべきである。この点，債務者は，本件発電所周辺地域における地震の発生状況，地質・地質構造等に係る詳細な評価を行い，地域特性を十分に踏まえた上で，海洋プレート内地震として，１６４９年安芸・伊予の地震（Ｍ６．９）を検討用地震として選定し，基本震源モデルの設定にあたっては，地震発生位置と規模の不確かさをあらかじめ織り込み，敷地下方に既往最大規模（１８５４年伊予西部地震のＭ７．０）の地震を仮定するなどして，決定論的な観点から地震動評価を行っている。
イ耐専式の適用について
債権者らは，耐専式の適用可能性やばらつきの考慮等を問題にする。しかし，耐専式はＭ８．５まで適用可能であるし，また，補正係数も敷地周辺における比較的規模の大きい観測記録があることから，これら観測記録を基に適切に算出している。そして，債務者が海洋プレート内地震の地震動評価にあたり，１６４９年安芸・伊予の地震を再現したモデルをＭ７．０に較正したケース，敷地の真下に想定する地震規模をＭ７．２としたケース，アスペリティの位置を断層上端に配置したケース，敷地東方の領域に水平に近い断層面を考慮したケース（Ｍ７．４）を設定しているのであり，適切に不確かさを考慮している。
⑷震源を特定せず策定する地震動について
（債権者らの主張）
ア観測記録から合理的に導かれる最大の応答スペクトルを考慮すべきこと
不確かさの考慮について
債務者は，留萌支庁南部地震のＫ－ＮＥＴ港町観測点等の地震観測記
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