５引用商標５（登録第４４７３１９０号商標。甲６）
商標の構成：
登録出願日：平成１２年３月９日

設定登録日：平成１３年５月１１日
更新登録日：平成２３年５月１７日
指定役務：第４２類「コンピュータ通信ネットワーク・ファクシミリ又は電話を利用した料理情報の提供，その他の料理情報の提供」６引用商標６（登録第４７７２２３４号商標。甲７）
商標の構成：
登録出願日：平成１５年８月４日
設定登録日：平成１６年５月２１日
指定役務：第４４類「動物の飼育，動物の治療」を含む，第３５類，第３７類，第４０類，第４４類及び第４５類に属する商標登録原簿に記載のとおりの役務７引用商標７（登録第４９５０４４０号商標。甲８）
商標の構成：引用商標６に同じ
登録出願日：平成１７年２月１０日
設定登録日：平成１８年５月１２日
指定役務：第４３類「宿泊施設の提供，飲食物の提供，動物の宿泊施設の提供，保育所における乳幼児の保育，老人又は障害者の介護又は養護，老人・障害者の介

護又は養護に関する相談又は指導，老人・障害者の介護に関する情報の提供，会議室の貸与，展示施設の貸与」を含む，第３６類，第４２類及び第４３類に属する商
標登録原簿に記載のとおりの役務
８引用商標８（登録第５０１４００２号商標。甲９）
商標の構成：
登録出願日：平成１８年５月２５日
設定登録日：平成１８年１２月２２日
指定役務：第４４類「動物の飼育，動物の治療」を含む第４４類に属する商標登
録原簿に記載のとおりの役務
９引用商標９（登録第５０３７２０３号商標。甲１０）
商標の構成：キューピー
登録出願日：平成１８年７月５日
設定登録日：平成１９年３月３０日
指定役務：第４４類「動物の飼育，動物の治療」を含む第４４類に属する商標登
録原簿に記載のとおりの役務

１０引用商標１０（登録第５０３７２０４号商標。甲１１）
商標の構成：
登録出願日：平成１８年７月５日
設定登録日：平成１９年３月３０日
指定役務：第４４類「動物の飼育，動物の治療」を含む第４４類に属する商標登
録原簿に記載のとおりの役務
１１引用商標１１（登録第５０７３２８１号商標。甲１２）
商標の構成：引用商標１０に同じ
登録出願日：平成１９年１月９日
設定登録日：平成１９年８月２４日
指定役務：第４５類「愛玩動物の世話，乳幼児の保育（施設において提供されるものを除く。）」を含む第４５類に属する商標登録原簿に記載のとおりの役務１２引用商標１２（登録第５０８０８６８号商標。甲１３）
商標の構成：引用商標１０に同じ
登録出願日：平成１９年１月９日

設定登録日：平成１９年９月２８日
指定役務：第４３類「宿泊施設の提供，飲食物の提供，動物の宿泊施設の提供，保育所における乳幼児の保育，高齢者用入所施設の提供（介護を伴うものを除く。），会議室の貸与，展示施設の貸与」を含む第４３類に属する商標登録原簿に記載のと
おりの役務
１３引用商標１３（登録第５２９７８２０号商標。甲１４）
商標の構成：
登録出願日：平成２１年８月４日
設定登録日：平成２２年１月２９日
指定役務：第４５類「愛玩動物の世話」を含む第４５類に属する商標登録原簿に
記載のとおりの役務
１４引用商標１４（登録第５３３４６９３号商標。甲１５）
商標の構成：引用商標１３に同じ
登録出願日：平成２２年２月２日
設定登録日：平成２２年７月２日

指定役務：第４３類「宿泊施設の提供，宿泊施設の提供の契約の媒介又は取次ぎ，飲食物の提供，料理情報の提供，動物の宿泊施設の提供，保育所における乳幼児の保育，高齢者用入所施設の提供（介護を伴うものを除く。），会議室の貸与，展示施設の貸与」を含む第４３類に属する商標登録原簿に記載のとおりの役務１５引用商標１５（登録第５９５６９４号商標。甲１８）
商標の構成：引用商標３に同じ
登録出願日：昭和３５年５月３１日
設定登録日：昭和３７年８月２４日
更新登録日：昭和４８年１月１２日，昭和５７年１０月２６日，平成５年１月２８日，平成１４年５月２１日，平成２４年６月２６日指定商品：第３０類「調味料，香辛料」（平成１５年７月２３日書換登録）１６引用商標１６（登録第８３２２８３号商標。甲１９）
商標の構成：引用商標２に同じ
登録出願日：昭和４１年８月１１日
設定登録日：昭和４４年９月２４日
更新登録日：昭和５５年６月２７日，平成元年１１月２１日，平成１１年１０月
１９日，平成２１年４月２１日


令和元年８月２日判決言渡同日原本領収    裁判所書記官同
同第５２３８号損害賠償請求事件
口頭弁論終結日平成３１年３月１２日
判決
主文
１被告東電は，別紙認容額等一覧表「原告番号」欄記載の各原告（原告番号１－４，原告番号３－１，原告番号３－２，原告番号３－３，原告番号３－４，原告番号８－７，原告番号１３－４，原告番号１８－２，原告番号１９，原告番号２０－１，原告番号２０－３，原告番号２１－１，原告番号２４－１，原告番号２４－２，原告番号３０－１，原告番号３０－２，原告番号３０－３，原告番号３０－４及び原告番号４１－２を除く。）に対し，各原告に係る同表「認容額」欄記載の各金員及びこれに対する平成２３年３月１１日から支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。
２前項の原告らの被告東電に対するその余の請求並びに原告番号１－４，原告番号３－１，原告番号３－２，原告番号３－３，原告番号３－４，原告番号８－７，原告番号１３－４，原告番号１８－２，原告番号１９，原告番号２０－１，原告番号２０－３，原告番号２１－１，原告番号２４－１，原告番号２４－２，原告番号３０－１，原告番号３０－２，原告番号３０－３，原告番号３０－４及び原告番号４１－２の被告東電に対する請求をいずれも棄却する。３原告らの被告国に対する請求をいずれも棄却する。４訴訟費用は，被告東電に生じた費用の１０分の９及び被告国に生じた費用を原告らの負担とし，別紙認容額等一覧表「原告番号」欄記載の各原告に生じた費用の各原告に係る同表「訴訟費用負担割合」欄記載の割合の費用を当該各原告の負担とし，被告東電及び第１項の原告らに生じたその余の費用を被告東電の負担とする。
５この判決は，第１項に限り，仮に執行することができる。ただし，被告東電が同項の原告らに対し，各原告に係る別紙認容額等一覧表「担保額」欄記載の各金員の担保を供するときは，その執行を免れることができる。
事実及   び理由
【目次】
第１部請求及び事案の概要
第１章請求
第２章事案の概要
第２部前提事実
第１福島第一原発の施設の概要等
１福島第一原発の概要
２福島第一原発の設置許可処分又は変更許可処分，運転開始
第２本件事故の概要
１本件地震とそれに伴う津波の発生
２本件事故の発生状況
３放射性物質の拡散
４避難指示，避難区域の設定等
５警戒区域の設定等
６警戒区域及び計画的避難区域の見直し等
７避難指示区域等の解除
８ＳＰＥＥＤＩについて
第３関連法令等の要旨
１総論
２原子力基本法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。）３炉基法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。以下「旧炉基法」という。）
４安全設計審査指針等
５電気事業法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。）
６省令６２号
７原賠法
８原災法
第４安全審査に関する各種指針等
１発電用軽水型原子炉施設などに関する各種の指針
２昭和３９年原子炉立地審査指針
３昭和４５年安全設計審査指針
４平成１３年安全設計審査指針
５平成１３年耐震設計審査指針
６平成１８年耐震設計審査指針
７本件設置等許可処分時及び平成１８年当時の各種指針
第５規制機関等
１原子力委員会・原子力安全委員会
２原子力安全・保安院（保安院）
第６知見及びその発展
１過去の原子力発電所事故に関する知見
２地震に関する知見等
３津波に関する知見
４放射線に関する基本的な知見
第７我が国のシビアアクシデント対策
１シビアアクシデント対策の意義等
２シビアアクシデントに関する知見の進展
３我が国におけるシビアアクシデント対策の導入
４定期安全レビュー（ＰＳＲ）の創設
５被告東電によるシビアアクシデント対策及び保安院の対応
第８本件事故後の関連法令等の変更
１炉基法（平成２４年法律第４７号による改正後のもの。以下「新炉基法」という。）
２省令６２号の改正
３技術基準規則の制定
第３部争点及び当事者の主張
第１被告国の責任
１本件設置等許可処分の違法性
２規制権限不行使の違法性の判断枠組み
３省令６２号４条１項に反することを理由とした技術基準適合命令を発しなか
ったことの違法性
原告らの主張する措置を講ずることを命ずる技術基準適合命令を発する権
限の有無
予見可能性
結果回避可能性
４省令６２号３３条４項に反することを理由とした技術基準適合命令を発しな
かったことの違法性
５シビアアクシデント対策についての規制権限不行使の違法性６本件設置等許可処分を取り消さなかったことの違法性
７本件事故後の避難指示の違法性
８本件事故後の放射性物質拡散予測に関する情報の不開示及び隠避の違法性
９相互保証
第２被告東電の責任
１民法７０９条及び民法７１７条１項に基づく請求の可否
２被告東電の過失
第３損害論（総論）
１精神的損害
２弁済の抗弁
３被告東電及び被告国の共同不法行為の成否及び賠償額の差
第４損害論（各論）
第４部責任論に関する当裁判所の判断
第１章認定事実
第１我が国における原子炉設置許可に係る法体制
１本件設置等許可処分当時の炉規法（以下「処分時炉規法」という。）の定め
２本件設置等許可処分当時の体制
第２設置許可・変更許可処分
１１号機
⑴設置許可申請
⑵設置許可審査及び認可
２２号機ないし４号機
⑴変更許可申請
⑵変更許可申請審査及び認可
第３原子力発電所における安全対策及び電源喪失の危険性についての知見
１原子力発電所における安全対策の考え方
２原発施設における冷却の必要性及び非常用電源設備の重要性３原子力発電所における電源喪失に係る事故及び同事故を踏まえた対策


⑴被告東電における平成３年の海水漏えい事故
⑵フランスのルブレイエ原子力発電所事故
⑶台湾の馬鞍山原子力発電所事故
⑷インドのマドラス原子力発電所の津波による電源喪失事故
４国内の溢水による電源喪失についての知見
⑴平成５年の全電源喪失事象の研究
⑵溢水勉強会
第４地震・津波に関する知見
１本件設置等許可処分時の地震・津波に関する知見及びその後の進展等
２４省庁報告書
⑴策定経緯等
⑵概要
３７省庁手引及び津波災害予測マニュアル
⑴策定経緯等
⑵概要
４津波浸水予測図
⑴策定経緯等
⑵概要
５津波評価技術
⑴策定経緯等
⑵概要
被告東電の対応
６長期評価
⑴策定経緯等
⑵概要
⑶長期評価の性質
⑷長期評価の信頼度について
⑸中央防災会議に採用されなかったこと
⑹長期評価の見解に対する専門家の評価
７平成１８年耐震設計審査指針
⑴策定経緯等
⑵バックチェックルール
８貞観津波に関する知見
９被告東電の対応
⑴平成６年における被告東電による津波想定
⑵「太平洋沿岸部地震津波防災計画手法調査」への対応について
⑶７省庁津波に対する問題点及び今後の対応方針
⑷津波評価技術に関わる検討（２００２年推計）
⑸長期評価の見解についての平成１４年当時の検討
⑹２００８年推計
⑺長期評価についての検討委託
第５本件事故後のＳＰＥＥＥＤＩ情報の活用及び公表に関する状況
１本件事故発生直後の状況
２３月１５日以前のＳＰＥＥＤＩの活用・公表の状況
第２章本件設置等許可処分の違法性
第１国賠法１条１項の「違法」
第２原子炉設置許可処分及び変更許可処分に係る違法性の判断基準
第３本件設置等許可処分の違法性
１具体的審査基準
２調査審議及び判断の過程について
３原告らの主張について
第４結論
第３章経済産業大臣が規制権限を行使しなかったことの違法性
第１規制権限不行使の違法性の判断枠組み
第２省令６２号４条１項に反することを理由とした技術基準適合命令を発しなか
ったことの違法性
１原告らの主張する措置を講ずることを命ずる技術基準適合命令を発する権限
の有無
２規制権限を定めた法令の趣旨，目的
３被害法益の性質，重大性
４予見可能性
５結果回避可能性
６規制権限行使における専門性，裁量性
７まとめ
第３省令６２号３３条４項に反することを理由とした技術基準適合命令を発しな
かったことの違法性
第４シビアアクシデント対策についての規制権限不行使の違法性第５本件設置等許可処分を取り消さなかったことの違法性
第６結論
第４章被告国の本件事故後の対応の違法性
第１本件事故後の避難指示の違法性
第２本件事故後の放射性物質拡散予測に関する情報の不開示及び隠避の違法性
第５章被告国の責任に関するまとめ
第６章被告東電の責任（民法７０９条及び民法７１７条１項に基づく請求の可否）
第５部損害論に関する当裁判所の判断
第１章認定事実
第１本件事故前の原告らの居住地等
第２本件事故後の状況
１環境放射能状況
２本件事故による避難者数の推移
３本件事故後の新聞報道等の状況
４除染状況
５事業所や学校等の再開状況等
第３賠償に関する各種基準の概要
１中間指針
２中間指針第一次追補
３中間指針第二次追補
４中間指針第四次追補
５避難指示区域の見直しに伴う賠償基準の考え方
６被告東電の賠償基準
第４放射線に関する知見等
１ＩＣＲＰの勧告の概要
２本件事故に関するＩＣＲＰの勧告
３本件事故後の我が国の放射線防護体制等
４ＩＡＥＡ国際フォローアップミッション最終報告書
５文部科学省通知
６低線量被ばくのリスク管理に関するワーキンググループ報告書（平成２３年１２月２２日）
７ＵＮＳＣＥＡＲ２０１３年報告書
８帰還に向けた安全・安心対策に関する基本的考え方（線量水準に応じた防護措置具体化のために）
９被ばく状況に関する調査の結果
１０本件事故による避難の合理性及び被害の分析
第２章損害の総論に関する争点について
第１基本的な考え方
１はじめに
２財産的損害
３精神的損害
４弁済の抗弁等について
５中間指針等について
第２避難の相当性について
１帰還困難区域
２旧居住制限区域
３旧避難指示解除準備区域
４旧緊急時避難準備区域
５自主的避難等対象区域
６区域外
７避難の合理性に関する原告の主張について
第３財産的損害について
１避難費用
⑴交通費
⑵宿泊費・謝礼
⑶引越費用
⑷敷金・礼金
⑸一時立入・帰省費用
⑹面会交通費
２生活費増加費用
⑴家財道具購入費
⑵生活費増加分
ア光熱費
イ交通費
ウ通信費
エ被服費
オ食費
⑶家賃増加分
⑷教育費
３就労不能損害
４財物損害
５生命・身体的損害
６その他（被ばく検査費用，線量計購入費用，除染費用等）
第４精神的損害について
１被侵害利益
２避難に伴う慰謝料
⑴帰還困難区域
⑵旧居住制限区域
⑶旧避難指示解除準備区域
⑷旧緊急時避難準備区域
⑸自主的避難等対象区域
⑹区域外
３慰謝料増額事由の有無
第３章各原告の損害額
第６部結論


第１部請求及び事案の概要（以下使用する略語・用語については，別紙「略語・用語一覧」の例による。）
第１章請求
被告らは，別紙認容額等一覧表「原告番号」欄記載の各原告に対し，連帯して各原告に係る同表「請求額」欄記載の各金員及びこれらに対する平成２３年３月１１日から各支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。
第２章事案の概要
本件は，平成２３年３月１１日に発生した本件地震及びこれに伴う津波の影響で，被告東電が設置し運営する福島第一原発から放射性物質が放出されるという本件事故が発生したことにより，福島県内から愛知県，岐阜県及び静岡県へ避難を余儀なくされたと主張する者又はその相続人である原告らが，被告東電に対しては，福島第一原発の敷地高さを超える津波の発生等を予見しながら，福島第一原発の安全対策を怠ったと主張して，原賠法３条１項，民法７０９条又は民法７１７条１項に基づき，被告国に対しては，経済産業大臣が被告東電に対して電気事業法に基づく規制権限を行使しなかったこと等が違法であると主張して，国賠法１条１項に基づき，各原告番号に対応する別紙認容額等一覧表「請求額」欄記載の各損害賠償金及びこれに対する平成２３年３月１１日から支払済みまで民法所定の年５分の割合による遅延損害金を連帯して支払うことを求めた事案である。
第２部前提事実
第１福島第一原発の施設の概要等
被告東電は，福島県双葉郡大熊町及び同郡双葉町に福島第一原発を設置し，運転してきた東京電力株式会社が会社分割及び商号変更を経た株式会社であり，本件事故に関し，原賠法２条３項の「原子力事業者」である。
１福島第一原発の概要
⑴施設の概要，規模，性能，設置経緯等（甲Ａ１の１・本文編９頁）福島第一原発は，福島県双葉郡大熊町及び同郡双葉町に位置し，東は太平洋に面している。敷地は海岸線に長軸を持つ半長円状の形状となっており，敷地全体の広さは約３５０万㎡である。福島第一原発は，被告東電が初めて建設・運転した原子力発電所であり，昭和４２年４月に１号機の建設に着工して以来，順次増設を重ね，平成２３年３月時点で６基の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）を有していた。各号機の発電設備の規模，性能等については別紙１（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－１）のとおりである。なお，ＢＷＲを使用した発電の仕組みは別紙２（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－２）のとおりであり，原子炉で水を沸騰させ，発生した蒸気で直接タービンを回す構造となっている（なお，発電の仕組みの。⑵施設の配置，構造，高さ等（甲Ａ１の１・本文編９，１９，２５，２８頁，資料編Ⅱ－２０）
ア１号機から４号機までは福島県双葉郡大熊町に，５号機及び６号機は同郡双葉町に設置されている。各号機の配置は，別紙３（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－３）のとおりである。各号機は，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ），タービン建屋（Ｔ／Ｂ），コントロール建屋，サービス建屋，放射性廃棄物処理建屋等から構成されている。これら建屋のうち一部については，隣接プラントと共用となっているものがある。各建屋の配置は，別紙４（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－４）のとおりである。
イ１号機ないし４号機側主要建屋設置エリアの敷地高さは，Ｏ．Ｐ．＋１０ｍであり，５号機及び６号機側主要建屋設置エリアの敷地高さは，Ｏ．Ｐ.＋１３ｍである。
福島第一原発各号機の非常用海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電設備冷却系ポンプが設置されている海側部分の敷地高さは，いずれもＯ．Ｐ.＋４ｍである。
⑶施設運営の体制等（甲Ａ１の１・本文編９，１０頁）
ア通常運転時の体制
平成２３年３月１１日現在の被告東電の組織については，別紙５（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－５）のとおりである。福島第一原発には，発電所長の下に，ユニット所長２人，副所長３人が置かれており，その下に総務部，防災安全部，広報部，品質・安全部，技術総括部，第一運転管理部，第二運転管理部，第一保全部及び第二保全部が置かれている（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－６参照）。また，原子炉施設の運転は，被告東電の従業員から成る当直が担当している。当直は，第一及び第二運転管理部長の下で，それぞれ１号機及び２号機，３号機及び４号機，５号機及び６号機の各担当に分かれる。各担当は，原則として，当直長１人，当直副長１人，当直主任２人，当直副主任１人，主機操作員２人及び補機操作員４人の合計１１人で一つの班を構成し，更に５個班による交代制勤務をとることにより２４時間体制で原子炉施設の運転に従事している（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－７参照）。次に，福島第一原発に所属する被告東電の従業員は約１１００人であり，このほかに，プラントメーカーや防火，警備等を担当する協力企業の従業員が常駐しており，その数は約２０００人である。なお，本件地震発生当時は，被告東電の従業員約７５０人が構内に勤務していたほか，４号機から６号機までの定期検査等により，常駐する協力企業の従業員数を含めて，約５６００人の協力企業の従業員が構内に勤務していた。
イ緊急時の体制
福島第一原発では，原災法７条１項に基づき，「福島第一原子力発電所原子力事業者防災業務計画」が定められており，原災法１０条の特定事象の通報を行った場合には第１次緊急時態勢，原災法１５条の特定事象の報告を行った場合又は同条の特定事象に基づく原子力災害の情勢に応じて，事故原因の除去，原子力災害の拡大の阻止その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うとされている。
第１次緊急時態勢が発令された場合には，福島第一原発では緊急時対策本部が設置される。緊急時対策本部は，情報班，通報班，広報班，技術班，保安班，復旧班，発電班，資材班，厚生班，医療班，総務班及び警備誘導班により構成され，それぞれの役割に応じて原子力災害に対応する防災体制を確立することとしている（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－６参照）。この体制は，第２次緊急時態勢が発令された場合においても同一である。また，原子力施設の運転は発電班に組み込まれた当直が担い，その体制は通常運転時と同様である。
⑷原子力発電の仕組み


アウラン２３５などの原子核（核分裂性原子核）は，中性子を吸収するなどして不安定な状態になると，分裂して二つ以上の別の原子核（核分裂生成物）に変わるとともに，数個の中性子を放出する（核分裂反応）ことがあるが，このとき分裂前の原子核が質量として持っていた結合エネルギーの一部が新しく発生した原子核等の運動エネルギーに変わる。こうして発生した中性子は光速に近い速度を持つが，これを別の物質（減速材）に衝突させて十分に減速すれば（このように減速された中性子を熱中性子という。），別の核分裂性原子核に吸収され易くなり，核分裂反応を継続させることができる。また，核分裂反応により発生した原子核等が周囲の物質に衝突すると，周囲の物質の熱運動を増大させる（温度を上昇させる）から，核分裂性物質の周囲を別の物質（冷却材）で満たしておけば，核分裂性物質が冷却材を暖める燃料として働き，熱エネルギーを取り出すことができる（丙Ａ１・１９ないし２３頁）。
イ原子力発電においては，原子炉内で核分裂反応を発生させ，取り出した熱エネルギーを用いて水蒸気を発生させ，これを発電機のタービンに吹き付けて回転させるという方法で発電している。自然界に存在するウランは，大部分（約９９．３パーセント）が核分裂反応を起こし難いウラン２３８であり，核分裂性物質であるウラン２３５は約０．７パーセントにすぎない。我が国の原子力発電所では，一般に，燃料としてウラン２３５の濃度を数パーセントに高めた二酸化ウランを円柱状に焼き固めてペレットにして用いている（丙Ａ１・２０ないし２２頁）。
ウ原子力発電所は，原子炉の出力を一定にするため，核分裂反応の量が一定に維持されるよう（臨界状態）に制御しながら運転する。ＢＷＲは，中性子を吸収するための制御棒の出し入れと，炉心を流れる冷却水の流量（再循環流量）の調節により，炉心の出力（核分裂反応の量）が一定になるように制御し運転する。すなわち，制御棒は，原子炉の反応度を制御するための中性子吸収材と構造材から構成されており，制御棒を燃料集合体の間に入れると中性子が吸収され，核分裂反応が抑制され，原子炉の出力が低下する。また，ＢＷＲでは冷却水中に沸騰による気泡が存在するので，再循環流量が変化すると単位体積当たりの減速材（冷却水）の量が変化する。このため，再循環流量を変化させることにより，熱中性子の量，つまり核分裂反応の量を調節することができる。そこで，運転を継続することにより燃料中のウラン２３５の濃度が低くなると，制御棒を若干引き抜いてこれに吸収される中性子の量を減らすとともに再循環流量を減らして中性子の量を調節し，運転時間に応じて再循環流量を増加していく（丙Ａ１・２５頁）。原子炉施設の安全を確保するための仕組み（甲Ａ１の１・本文編１１ないし１４頁，２５頁）
原子炉施設には，ウランの核分裂により生じた強い放射能を持つ放射性物質が原子炉内に存在する。そこで，何らかの異常・故障等により放射性物質が施設外へ漏出することを防止するために，原子炉施設には多重防護の考え方に基づいて複数の安全機能が備え付けられている。具体的には，「異常の発生の防止」，「異常の拡大及び事故への進展の防止」及び「周辺環境への放射性物質の異常放出防止」を図ることにより周辺住民の放射線被ばくを防止することであり，「異常の拡大及び事故への進展の防止」の観点からは，異常を検出して原子炉を速やかに停止する機能（止める機能）が，「周辺環境への放射性物質の異常放出防止」の観点からは，原子炉停止後も放射性物質の崩壊により発熱を続ける燃料の破損を防止するために炉心の冷却を続ける機能（冷やす機能）及び燃料から放出された放射性物質の施設外への過大な漏出を抑制する機能（閉じ込める機能）がそれぞれ備え付けられている。
ア止める機能（原子炉停止機能）
原子炉を止める機能を担う設備は，原子炉停止系と呼ばれ，原子炉停止系は，原子炉に異常が発生した際に炉心における核分裂反応を停止させて出力を急速に低下させるため，炉心に大きな負の反応度を与える設備である。制御棒は，原子炉停止系の代表的な設備であり，原子炉の異常時には燃料の損傷を防ぐため急速に制御棒を炉心に挿入して，原子炉を緊急停止（スクラム）させる。また，原子炉停止系の設備であるほう酸水注入系は，ほう酸貯蔵タンク，ポンプ，テストタンク，配管，弁等から構成され，制御棒が挿入不能の場合に，原子炉に中性子吸収材であるほう酸水を注入して負の反応度を与えて原子炉を停止する機能を有する。
イ冷やす機能（原子炉冷却機能）
炉心に制御棒を挿入して原子炉を停止させた場合においても，燃料棒内に残存する多量の放射性物質の崩壊により発熱が続くことから，燃料の破損を防止するために炉心の冷却を続ける必要がある。そこで，原子炉施設には通常の給水系の他に様々な注水系が備えられている。かかる注水系は，原子炉で発生する蒸気を駆動源とするタービン駆動ポンプ又は電動ポンプにより，原子炉へ注水する。また，注水系には，原子炉が高圧の状態の場合でも注水が可能な高圧のものと，原子炉の減圧をすることによって初めて注水が可能となる低圧のものがある。
福島第一原発の各号機に設置されている原子炉冷却機能を有する主な設備は，以下のとおりである。
１号機
１号機には，原子炉冷却機能を有する主な設備として，炉心スプレイ系（ＣＳ）２系統，非常用復水器（ＩＣ）２系統，高圧注水系（ＨＰＣＩ）１系統，原子炉停止時冷却系（ＳＨＣ）１系統及び格納容器冷却系（ＣＣＳ）２系統が設置されている（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－８参照）。炉心スプレイ系（ＣＳ）とは，何らかの原因により冷却材喪失事故によって炉心が露出した場合に，燃料の過熱による燃料及び被覆管の破損を防ぐために，圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）内の水を水源として，炉心上に取り付けられたノズルから燃料にスプレイすることによって，炉心を冷却する設備である。
非常用復水器（ＩＣ）とは，主蒸気管が破断するなどして主復水器が利用できない場合に，圧力容器内の蒸気を非常用の復水器タンクにより水へ凝縮させ，その水を炉内に戻すことによって，ポンプを用いずに炉心を冷却する設備であり，最終的な熱の逃し先は大気である。高圧注水系（ＨＰＣＩ）とは，配管破断等を原因として冷却材喪失事故が発生したような場合に，圧力容器から発生する蒸気の一部を用いるタービン駆動ポンプにより，復水貯蔵タンク又は圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）内の水を水源として，圧力容器内へ注水することによって炉心を冷却する設備である。
原子炉停止時冷却系（ＳＨＣ）とは，原子炉停止後，炉心の崩壊熱並びに圧力容器及び冷却材中の保有熱を除去して，原子炉を冷却する設備である。


格納容器冷却系（ＣＣＳ）とは，冷却喪失事故が発生した際に，圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）内の水を水源として，格納容器内にスプレイすることによって，格納容器を冷却する設備である。
２号機から５号機
２号機から５号機までには，原子炉冷却機能を有する主な設備として，前記炉心スプレイ系（ＣＳ）２系統及び高圧注水系（ＨＰＣＩ）１系統のほか，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１系統及び残留熱除去系（ＲＨＲ）２系統が設置されている（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－８参照）。原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）とは，原子炉停止後に何らかの原因で給水系が停止した場合等に，圧力容器から発生する蒸気の一部を用いるタービン駆動ポンプにより，復水貯蔵タンク又は圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）内の水を水源として，蒸気として失われた冷却材を原子炉に補給し，炉心を冷却する設備である。
残留熱除去系（ＲＨＲ）とは，原子炉停止時の残留熱の除去を目的とするもので，弁の切替操作により使用モードを変え，原子炉停止時冷却系（ＳＨＣ），低圧注水系（ＬＰＣＩ）及び格納容器冷却系（ＣＣＳ）として利用できるようになっている。
６号機
６号機には，原子炉冷却機能を有する主な設備として，前記原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）１系統及び残留熱除去系（ＲＨＲ）３系統のほか，高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）１系統及び低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）１系統が設置されている（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－８参照）。高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）とは，配管破断等を原因として冷却材喪失事故が発生したような場合に，復水貯蔵タンク又は圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）内の水を水源として，燃料にスプレイすることによって，炉心を冷却する。
低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）とは，配管破断等を理由として冷却材喪失事故が発生したような場合に，圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）内の水を水源として，炉心上に取り付けられたノズルから燃料にスプレイすることによって，炉心を冷却する。
非常用海水系ポンプ
ＣＣＳ（１号機）及びＲＨＲ（２号機ないし６号機）の熱交換器を除熱するために冷却水となる海水を供給する冷却用海水ポンプを非常用海水系ポンプという。いずれの非常用海水系ポンプも作動するためには６９００Ｖの交流電源を必要とする。
ウ閉じ込める機能（格納機能）
原子炉施設の潜在的な危険性は，原子炉内に蓄積される放射性物質の放射能が極めて強いことにある。したがって，放射性物質の施設外への過大な放出を防止するための機能が原子炉施設には備えられている。格納機能を有するものの第一はペレットであるが，これは，原子炉の燃料そのものであり，化学的に安定した物質である二酸化ウランの粉末を陶器のように焼き固めたもので，放射性物質の大部分をこの中に留めることができる。
第二は，燃料棒の周りを覆う被覆管である。ペレットは，被覆管の中に納められて燃料棒を構成している。この被覆管は気密に作られており，ペレットの外に出てくる放射性物質を被覆管の中に留めることができる。第三は，燃料棒が格納されている圧力容器である。何らかの原因により，被覆管が破損すると放射性物質が冷却材中に漏出することとなるが，圧力容器は高い圧力にも耐えられる構造となっており，また気密性も高いことから，その中に漏出した放射性物質を留めることができる。第四は，圧力容器を包み込む格納容器である。格納容器は，鋼鉄製の容器であり，圧力容器を含む主要な原子炉施設を覆っている。第五は，格納容器が納められている原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）である。
⑸電源設備
ア外部電源設備（甲Ａ１の１・本文編３１，３２頁，甲Ａ１の２・本文編１１１頁，資料編Ⅱ－４－１，２）
発電所の運転に必要な電気は，通常，発電所で発電された電力の一部が利用される。しかし，定期検査中及び何らかの原因で原子炉が緊急停止（スクラム）した際など発電が停止している間については，発電所で消費される電気は，外部から供給される。
福島第一原発が受電する外部電源は，主に福島第一原発の南西約９㎞の場所に位置する東京電力猪苗代電力所新福島変電所（以下「新福島変電所」という。）から供給を受けていた。
具体的には，１号機及び２号機には，新福島変電所から，大熊線１号線及び同２号線を通じて２７万５０００Ｖの電気が供給され，この電気は，１号機の原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の西側に設置された１・２号機超高圧開閉所（以下「１／２号開閉所」という。）を経由して，１号機及び２号機の各タービン建屋（Ｔ／Ｂ）西側に設置された起動変圧器（ＳＴｒ１Ｓ及びＳＴｒ２Ｓ）で６９００Ｖに降圧され，１号機及び２号機の各共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）（常用Ｍ／Ｃの一つであり，常用Ｍ／Ｃを介して，非常用Ｍ／Ｃに供給するもの。１号機の共通Ｍ／Ｃは１号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）１階に，２号機の共通Ｍ／Ｃの一つは２号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）南側に設置された専用建屋１階に，もう一つは２号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていた。）に供給されていた。


また，１号機には，予備線として，東北電力株式会社富岡変電所から東北電力原子力線を通じて，６万６０００Ｖの電気が供給されており，それは，福島第一原発構内の予備変電所に設置された変圧器で６９００Ｖに降圧され，１号機の共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）に供給されていた。３号機及び４号機には，新福島変電所から大熊線３号線及び同４号線を通じて２７万５０００Ｖの電気が供給され，この電気は，３号機の原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の西側に設置された３・４号機超高圧開閉所を経由して，３号機のタービン建屋（Ｔ／Ｂ）西側に設置された起動変圧器（ＳＴｒ３ＳＡ及びＳＴｒ３ＳＢ）で６９００Ｖに降圧され，３号機及び４号機の各共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ，３号機及び４号機のコントロール建屋（Ｃ／Ｂ）地下１階に設置されていた。）に供給されていた。
１号機用の共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）と２号機用との間，２号機用と３，４号機用との間は，相互に接続され，電力融通が可能であった（甲Ａ１の２・資料編Ⅱ－４－１，丙Ａ５の１・Ⅳ－３０頁）。５号機及び６号機には，新福島変電所から夜の森線１号線及び同２号線を通じて６万６０００Ｖの電気が供給され，この電気は，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の西側に設置された５・６号機６６ｋＶ開閉所（以下「６６ｋＶ開閉所」という。）を経由して，５号機及び６号機のコントロール建屋（Ｃ／Ｂ）西側に設置された起動変圧器（ＳＴｒ５ＳＡ及びＳＴｒ５ＳＢ）で６９００Ｖに降圧され，５号機及び６号機の各共通金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ，５号機及び６号機のコントロール建屋（Ｃ／Ｂ）地下１階に設置されていた。）に供給されていた。
イ非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）（甲Ａ１の１・本文編２７，２８頁，４３４頁）
非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）は，外部電源が喪失したときに原子炉施設に交流電源（６９００Ｖ）を供給するための非常用予備電源設備であり，ディーゼルエンジンで駆動する発電機である。非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）は，非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）に電源を供給し，外部電源が喪失した場合でも，原子炉を安全に停止するために必要な電力を供給する。本件事故の発生時点の福島第一原発には，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が各号機２台ずつ各号機専用として設置されていた。
非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）には，海水冷却式（水冷式）のものと空気冷却式（空冷式）のものがあり，水冷式のものには，これを冷却するための海水ポンプが付属している。２号機Ｂ系，４号機Ｂ系及び６号機Ｂ系は空冷式であり，これら以外は全て水冷式であった（６号機にはさらに高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）用１台が設置されていた。）。１号機，３号機及び５号機については，空冷式非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が設置されていなかったが，１号機については２号機の空冷式非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）による電源の融通を，３号機については４号機の空冷式非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）による電源の融通を，５号機については６号機の空冷式非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）による電源の融通をそれぞれが受けることができる仕組みになっていた。
各号機に設置されている非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の設置場所は，別紙６（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－２１）の表１のとおりであり，水冷式の非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）に付属する冷却用海水ポンプの設置場所は，別紙７（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－２０）のＤＧＳＷポンプ記載のとおりである。
ウ金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）（甲Ａ１の１・本文編３０頁）
金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）とは，６９００Ｖの所内高電圧回路に使用される動力用電源盤で，遮断器，保護継電器，付属計器等を収納したものであり，常用，共通及び非常用の３系統に分かれて設備されている。パワーセンター（Ｐ／Ｃ）とは，金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）から変圧器を経て降圧された４８０Ｖの所内低電圧回路に使用される動力用電源盤で，遮断器，保護継電器，付属計器を収納したものであり，常用，共通及び非常用の３系統から成る。
常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，通常運転時に使用される設備に接続されているものであり，そのうち，隣接号機等への給電にも用いられている系統を共通系という。
非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，外部電源が喪失した際に非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）から電気が供給され，非常時に使用する設備及び通常運転時に使用する設備のうち非常時にも使用するものに接続されている。
各号機に設置されている非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）の設置場所及び設置高さは，別紙６（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－２１）の表２のとおりである。
２福島第一原発の設置許可処分又は変更許可処分，運転開始⑴設置許可処分又は変更許可処分（争いのない事実）福島第一原発１号機ないし４号機の設置許可処分又は変更許可処分（以下「本件設置等許可処分」という。）は，以下のとおりされた。
①１号機    昭和４１年１２月１日設置許可処分
②２号機    昭和４３年３月２９日変更許可処分
③３号機    昭和４５年１月２３日変更許可処分
④４号機    昭和４７年１月１３日変更許可処分
⑵運転開始及びその後の運転状況


被告東電は，前記のとおり，福島県双葉郡双葉町及び大熊町に福島第一原発を建設し，昭和４６年３月に１号機，昭和４９年７月に２号機，昭和５１年３月に３号機，昭和５３年４月に５号機，同年１０月に４号機，昭和５４年１０月に６号機の運転をそれぞれ開始し，平成２３年３月時点で，１号機から６号機までの合計６機の沸騰水原子炉（ＢＷＲ）が完成していた（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－１）。
本件事故発生前までに，福島第一原発について，法令・通達に基づいて被告国に対して報告されたトラブルは，１号機５４件，２号機５１件，３号機３１件，４号機２０件，５号機２１件，６号機２９件の合計２０６件であった（丙Ａ１６）。また，福島第一原発において，運転開始から平成２３年２月末までに，１号機については２６回，２号機については２５回，３号機ないし５号機についてはいずれも２４回，６号機については２２回の定期検査が実施されている（丙Ａ１７）。
第２本件事故の概要
１本件地震とそれに伴う本件津波の発生
⑴本件地震の概要（甲Ａ１の１・本文編１５，１６頁）平成２３年３月１１日午後２時４６分，三陸沖を震源とするマグニチュード（以下「Ｍ」という。）９．０の本件地震が発生した。震源は，牡鹿半島の東南東約１３０㎞付近（北緯３８°０６．２’，東経１４２°５１．６’），深さ約２４㎞である。本件地震は，国内観測史上最大規模であり，宮城県栗原市で震度７，宮城県，福島県，茨城県及び栃木県の４県３７市町村で震度６強を観測したほか，東日本を中心に，北海道から九州地方にかけての広い範囲で震度６弱から震度１を観測した。
気象庁は，本件地震を「平成２３年（２０１１年）東北地方太平洋沖地震」と命名した。また，政府は，本件地震による災害について「東日本大震災」と呼称することを閣議了解した。
本件地震は，西北西－東南東方向に圧力軸を持つ逆断層型で，太平洋プレートと陸のプレートの境界の広い範囲で破壊が起きたことにより発生した。地震活動は，本震－余震型で推移しており，Ｍ７．０以上の余震が５回，Ｍ６．０以上の余震が８２回，Ｍ５．０以上の余震が５０６回発生するなど余震活動は非常に活発であった。
余震は，岩手県沖から茨城県沖にかけての北北東－南南西方向に延びる長さ約５００㎞，幅約２００㎞の範囲に密集して発生しているほか，震源域に近い海溝軸の東側，福島県及び茨城県の陸域の浅い場所も含めた広い範囲で発生している。観測された最大余震は，平成２３年３月１１日午後３時１５分に茨城県沖で発生したＭ７．７の地震である。
⑵本件津波の概要（甲Ａ１の１・本文編１６頁）
本件地震により，東北地方から関東地方北部の太平洋側を中心に，北海道から沖縄県にかけての広い範囲で津波を観測した。
各地の津波観測施設では，福島県相馬で高さ９．３ｍ，宮城県石巻市鮎川で高さ８．６ｍなど，東北地方から関東地方北部の太平洋側を中心に非常に高い津波が観測されたほか，北海道から鹿児島にかけての太平洋沿岸や小笠原諸島で１ｍ以上の津波を観測した。
気象庁が，津波観測施設及びその周辺地域において，各地の津波による被害や津波の到達状況等について現地調査を実施したところ，岩手県沿岸では１０ｍを超える津波が到達していたことが判明したほか，北海道から四国に至る太平洋沿岸各地で数ｍの津波の痕跡を観測した。
本件地震に伴う津波は，カナダ，アメリカ合衆国（以下「米国」という。），中南米等の太平洋沿岸においても観測され，米国，チリ等では最大高さ２ｍを超える津波が観測されている。
⑶本件地震とそれに伴う本件津波による被害の概観（甲Ａ１の１・本文編１６，１７頁）
国土地理院の調査によれば，本件津波による浸水範囲面積は，宮城県が３２７㎢と最も大きく，次いで福島県が１１２㎢，岩手県が５８㎢となっており，青森県，岩手県，宮城県，福島県，茨城県及び千葉県の６県６２市町村の浸水範囲面積の合計は５６１㎢である。本件地震及びそれに伴う本件津波により，１都１道１０県で死者１万５８４０人，６県で行方不明者３５４７人，１都１道１８県で負傷者５９５１人の人的被害が発生している（平成２３年１２月１日現在）。
⑷福島第一原発の被災状況の概要（甲Ａ１の１・本文編１７ないし１９頁）
ア本件地震発生直前の福島第一原発の運転状況
１号機は，定格電気出力一定運転を行っており，地震発生前の当直による確認では，使用済燃料プールの水位は満水，水温は２５℃であった。２号機及び３号機は，定格熱出力一定運転を行っており，地震発生前の当直による確認では，使用済燃料プールの水位はいずれも満水，２号機のプール水温は２６℃，３号機のプール水温は２５℃であった。４号機は，平成２２年１１月３０日から定期検査中であり，シュラウド取替え等の圧力容器内の工事が予定されていたことから全燃料が圧力容器から使用済燃料プールに取り出されていた。また，地震発生前の当直による確認では，使用済燃料プールの水位は満水，水温は２７℃であった。５号機は，平成２３年１月３日から定期検査中であり，原子炉では燃料が装荷され，かつ，制御棒が全挿入された状態で圧力容器内に窒素を封入する耐圧漏えい試験を実施しており，原子炉圧力が７．２ＭＰaまで昇圧されていた。また，地震発生前の当直による確認で使用済燃料プールの水位は満水，水温は２４℃であった。
６号機は，平成２２年８月１４日から定期検査中であり，原子炉は燃料が装荷され，かつ，制御棒が全挿入された冷温停止状態であった。また，地震発生前の当直による確認で使用済燃料プールの水位は満水，水温は２５℃であった。
イ福島第一原発で観測された地震動及び津波
地震動


本件地震に際し，福島第一原発が位置する福島県双葉郡大熊町及び双葉町において観測された最高震度は６強であり，震度５弱以下の余震が多数回観測された。なお，地震情報の詳細は別紙８（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－１０）のとおりである。福島第一原発では，敷地地盤，各号機の原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）及びタービン建屋（Ｔ／Ｂ）並びに地震観測室に地震計を設置し，計５３か所で地震動の観測を行っている。これらの地震計により得られた観測記録のうち，各号機の原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）基礎版上で得られた最大加速度は別紙９（甲Ａ１の１・１８頁表Ⅱ－１）のとおりである。観測記録によると，２号機，３号機及び５号機において，東西方向の最大加速度が基準地震動（Ｓｓ）に対する最大応答加速度値を上回っている。
津波
本件津波の第１波は，平成２３年３月１１日午後３時２７分頃，福島第一原発に到達している。また，第２波は，同日午後３時３５分頃に到達しており，その後も断続的に福島第一原発に津波が到達している。これらの津波により，福島第一原発の海側エリア及び主要建屋設置エリアはほぼ全域が浸水した。浸水域，浸水高及び浸水深の詳細は別紙１０（甲Ａ１の１・資料編Ⅱ－１１）のとおりである。
１号機から４号機側主要建屋設置エリアの浸水高（小名浜港工事基準面（Ｏ．Ｐ．）からの浸水の高さ）は，Ｏ．Ｐ．＋約１１．５ｍないし＋約１５．５ｍであった。同エリアの敷地高はＯ．Ｐ．＋１０ｍであることから，浸水深（地表面からの浸水の高さ）は約１．５ｍないし約５．５ｍであった。同エリアの南西部では，局所的に，Ｏ．Ｐ．＋約１６ｍないし＋約１７ｍの浸水高が確認されており，浸水深は約６ｍないし約７ｍであった。また，５号機及び６号機側主要建屋設置エリアの浸水高は，Ｏ．Ｐ．＋約１３ｍないし＋約１４．５ｍであった。同エリアの敷地高はＯ．Ｐ．＋１３ｍであることから，浸水深は約１．５ｍ以下であった。
２本件事故の発生状況
⑴地震発生から津波到達前までの各号機の稼働状況等（甲Ａ１の１・本文編１７，２８，３０，３２ないし３４，２１５，２３６頁，丙Ａ５の１・Ⅳ－７６）平成２３年３月１１日午後２時４６分頃，本件地震が発生し，地震発生後１分以内に，１号機，２号機及び３号機の原子炉は自動停止した。４号機は，本件地震発生当時施設定期検査中であり，使用済み燃料プールには比較的崩壊熱の高い燃料が１炉心分貯蔵されていた。
また，１号機及び２号機については，大熊線１号線系統の１／２号開閉所内の遮断器の損傷，大熊線２号線系統の１／２号開閉所内遮断機及び断路器の損傷及び東北電力原子力線系統のケーブル不具合により，３号機及び４号機については，大熊線３号線系統及び大熊線４号系統の新福島変電所の遮断器の作動停止により，いずれの号機においても外部電源が喪失した。このため，同日午後２時４７分頃から同日午後２時４９分頃までの間に，定期検査中であった４号機Ａ系を除いて，全ての非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が起動し，各号機へ非常用電源が供給された。
なお，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が給電している非常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，地震による損傷を受けなかった。他方で，共通系を含む常用の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）は，地震発生とほぼ同時に外部電源の供給が停止されたことから，その機能を喪失するに至った。
⑵津波到達後の各号機のディーゼル発電機（ＤＧ）の機能（甲Ａ１の１・本文編２８，２９頁）
津波到達後，１号機から６号機までに設置された１３台の非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）のうち，２号機Ｂ系，４号機Ｂ系及び６号機Ｂ系を除いた全ての非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が機能を喪失した。各非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の被害状況は以下のとおりである。
ア１号機
１号機Ａ系及びＢ系は，１号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていたことから，津波により非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）そのものが被水し，機能を喪失した。
イ２号機
２号機Ａ系は，２号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていたところ，津波により非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が被水し，機能を喪失した。また，２号機Ｂ系については，運用補助共用施設（以下「共用プール」という。）１階に設置されていたことから，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の被水は免れた。ただし，その給電する金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）の損傷・機能の状態については，後記⑶アのとおり。
ウ３号機
３号機Ａ系及びＢ系については，３号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されていたことから，津波により非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）が被水し，機能を喪失した。
エ４号機
４号機Ａ系については，定期検査中であったことから，機能していない状況であった。４号機Ｂ系については，共用プール１階に設置されていたことから，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の被水は免れた。ただし，その給電する金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）の損傷・機能の状態については，後記⑶アのとおり。
オ５号機
５号機Ａ系及びＢ系については，５号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）地下１階に設置されており，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）は被水しなかったものの，冷却用海水ポンプ又は電源盤の被水により機能を喪失した。
カ６号機
６号機Ａ系及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）用については，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）地下１階に設置されており，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の被水は免れた。しかし，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）の冷却に必要な冷却用海水ポンプが被水したことから機能を喪失した。Ｂ系については，ディーゼル発電機６Ｂ建屋１階に設置されており，津波による被害を受けず，機能を維持していた。


⑶津波到達後の各号機の金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）及びパワーセンター（Ｐ／Ｃ）の機能（甲Ａ１の１・本文編３０，３１頁）
ア金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）
１号機から６号機までに設置された１５台の非常用金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）のうち，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）に設置されていた６号機Ｃ系，Ｄ系及び高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）用を除く全ての金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）が津波により被水し，機能を喪失した。
イパワーセンター（Ｐ／Ｃ）
１号機から６号機までに設置された１５台の非常用のパワーセンター（Ｐ／Ｃ）のうち，２号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）１階に設置されていた２号機Ｃ系及びＤ系，４号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）１階に設置されていた４号機Ｄ系，６号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）地下２階に設置されていた６号機Ｃ系，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）地下１階に設置されていた６号機Ｄ系及び６号機ディーゼル発電機専用建屋地下１階に設置されていた６号機Ｅ系を除く全てのパワーセンター（Ｐ／Ｃ）が，津波により被水し，機能を喪失した。
⑷津波到達後の各号機の稼働状況等
上記⑵及び⑶のとおり，津波到達後間もなく，非常用ディーゼル発電機（ＤＧ）や電源盤の多くが津波により被水し，それらの機能を喪失するに至った結果，１号機から５号機は全交流電源を喪失するに至った。加えて，１号機及び２号機では直流電源も喪失する全電源喪失の状態となった。（甲Ａ１の１・本文編３４頁）
ア１号機
１号機は，全電源喪失の状態となったことにより，制御盤上の操作による非常用復水器（ＩＣ）の隔離弁の操作ができない状態となり，高圧注水系（ＨＰＣＩ）も起動不能となった。また，この時期に原子炉格納容器冷却系，機器の冷却に必要な非常用海水系も機能喪失し，炉心の冷却が不可能となった。（甲Ａ１の１・本文編９２ないし９４頁）
平成２３年３月１１日午後５時３０分頃までには，炉心上部が露出し，更にその１時間後には炉心損傷が始まり，水素の発生も起こり始めていた（甲Ａ２・１４６頁，丙Ａ５の１・Ⅳ－４０頁）。さらに，同日午後９時５０分頃には，放射性物質が，充満した原子炉格納容器から原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）への流出を既に開始していた（甲Ａ２・１４５，１４６頁）。同月１２日午後３時３６分頃，水素ガスによる爆発が原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）内で起き，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）の屋根及び５階部分の外壁が吹き飛び，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）内に充満していた放射性物質も拡散した（甲Ａ１の１・本文編１６５頁，甲Ａ１の２・本文編４７頁）。
イ２号機
２号機は，平成２３年３月１１日午後３時３６分頃から，津波の影響を受けて，残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプが運転を順次停止したことにより，残留熱除去系の機能が喪失，崩壊熱を最終ヒートシンクである海に移行させることができない状態となった。さらに，同月１４日午後１時２５分頃，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が停止した。同日午後６時２２分には，炉心が完全に露出したが，その後，消防車による海水の注入が開始され，原子炉圧力の上昇と降下が反復され，同日午後９時２０分に２台の逃し安全弁（ＳＲ弁）を開くことで原子炉の減圧を加速し，これが効を奏して原子炉圧力容器への注水が進むようになった。このような中，同月１５日午前６時頃，圧力抑制室（Ｓ／Ｃ）付近において水素爆発によるものと思われる衝撃音が確認された。原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）には外観上損傷はないが，隣接する廃棄物処理建屋の屋根が破損していることが確認された。これらの過程で放射性物質が放出された。（甲Ａ２・１４９，１５０頁，丙Ａ５の１・Ⅳ－５１，５２頁）
ウ３号機
３号機は，平成２３年３月１１日午後３時３８分頃には，津波の影響を受けて，残留熱除去系（ＲＨＲ）ポンプが運転を順次停止したことにより，残留熱除去系の機能が喪失，崩壊熱を最終ヒートシンクである海に移行させることができない状態となった。もっとも，３号機は，バックアップ用の蓄電池により，他号機と比較して長時間，直流電源を要する負荷（原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）弁や記録計等）に電流を供給した。しかし，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）が，同月１２日午前１１時３６分に停止し，同日午後零時３５分に高圧注水系（ＨＰＣＩ）が自動起動したが，それも同月１３日午前２時４２分に停止した。そのため，原子炉への注水手段がなくなり，原子炉圧力が急上昇し，同日午前４時１５分頃には炉心の露出が始まった。同日午前９時２５分頃から消防車による注水が開始されたものの，同月１４日午前１１時１分，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）上部での水素爆発と思われる爆発が発生し，オペレーションフロアから上部全体とオペレーションフロア１階下の南北の外壁及び廃棄物処理建屋が損壊した。これらの過程で放射性物質が放出された。（甲Ａ２・１４８頁，丙Ａ５の１・Ⅳ－６３ないし６５頁）
エ４号機
４号機は，定期検査中であり，原子炉内から全燃料を使用済燃料プールに取り出した状態であった。４号機は，津波の影響により，平成２３年３月１１日午後３時３８分頃には全交流電源喪失の状態となり，使用済燃料プールの冷却機能及び補給水機能が喪失した。これにより，同月１４日午前４時８分には水温が８４℃に上昇し，同月１５日午前６時頃，原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）において水素爆発と思われる爆発が発生し，オペレーションフロア１階下から上部全体と西側と階段沿いの壁面が損壊した。（丙Ａ５の１・Ⅳ－７６，７７頁）
３放射性物質の拡散


本件事故により拡散した放射性物質の状況は以下のとおりであった。⑴保安院は，平成２３年４月１２日，事故の重大さを０から７の８段階にレベル分けした国際原子力・放射線事象評価尺度（ＩＮＥＳ）に基づき，本件事故を「レベル７（深刻な事故）」と評価したことを公表した（甲Ａ１の１・本文編３４８，３４９頁）。
⑵保安院は，福島第一原発１号機ないし３号機から大気中に放出された放射性物質の総量を推計し，平成２３年４月１２日と６月６日の２回にわたり，その結果を公表した。６月６日に公表された総量は，ヨウ素１３１が約１６万テラベクレル，セシウム１３７が約１．５万テラベクレルであり，これらのヨウ素換算値は約７７万テラベクレルとなる。また，原子力安全委員会も，大気中に放出された放射性物質の総量を推計し，同年４月１２日と８月２４日の２回にわたり，その結果を公表した。８月２４日に公表された総量は，ヨウ素１３１が約１３万テラベクレル，セシウム１３７が約１．１万テラベクレルであり，これらのヨウ素換算値は約５７万テラベクレルとなる。（甲Ａ１の１・本文編３７，３８，３４５，３４６頁）
４避難指示，避難区域の設定等
⑴被告東電は，平成２３年３月１１日午後４時３６分頃，原災法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。以下同じ。）１５条１項の特定事象（同法施行規則２１条１号ロ参照）が発生したと判断し，同日午後４時４５分頃，保安院に対し，その旨報告した（甲Ａ１の２・本文編１９２，１９３頁，丙Ａ１１３・３ないし６頁，丙Ａ１１４・２，３頁）。
⑵保安院は，本件事故が原災法１５条１項に規定する原子力緊急事態に該当すると判断し，平成２３年３月１１日午後５時３５分頃，保安院次長らは，原災法１５条２項に基づく原子力緊急事態宣言を発出することにつき，経済産業大臣の了承を得た（甲Ａ１の２・本文編１９３頁，丙Ａ１１３・３ないし６頁，丙Ａ１１４・２，３頁）。
⑶経済産業大臣は，平成２３年３月１１日午後５時４２分頃，保安院長らとともに，内閣総理大臣に対し，原災法１５条１項に規定する原子力緊急事態の発生について報告するとともに，原子力緊急事態宣言の発出について了承を求めた（甲Ａ１の２・本文編１９３頁，丙Ａ１１３・３ないし６頁，丙Ａ１１４・３，４頁）。
⑷内閣総理大臣は，平成２３年３月１１日午後７時３分，原災法１５条２項に基づき，福島第一原発について，原子力緊急事態宣言を発出し，同法１６条１項に基づき，内閣総理大臣を本部長とする原災本部及び原子力災害現地対策本部を設置した（甲Ａ１の２・本文編１９３，１９４，２２９頁）。⑸福島県災害対策本部は，原子力緊急事態宣言を受け，通常の原子力防災訓練で行うこととなっている原子力発電所から半径２㎞圏内に避難指示を発出することを検討し，福島県知事は，平成２３年３月１１日午後８時５０分，双葉町及び大熊町に対し，福島第一原発から半径２㎞圏内の居住者等に対する避難指示を要請した。ただし，この要請は，法令に基づくものではなく，事実上の措置として行われたものである。（甲Ａ１の２・本文編２２９頁）⑹原災本部は，平成２３年３月１１日午後９時２３分，原災法１５条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第一原発から半径３㎞圏内の居住者等に対して避難のための立ち退きを行うこと及び福島第一原発から半径１０㎞圏内の居住者等に対して屋内退避を指示した（甲Ａ１の２・本文編２３０頁，乙Ｂ１５）。
⑺原災本部は，平成２３年３月１２日午前５時４４分，原災法１５条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第一原発から半径１０㎞圏内の居住者等に対して避難のための立ち退きを行うことを指示した（甲Ａ１の２・本文編２３０頁）。
⑻内閣総理大臣は，平成２３年３月１２日午前７時４５分，原災法１５条２項に基づき，福島第二原発について，原子力緊急事態宣言を発出し，同条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第二原発から半径３㎞圏内の居住者等に対して避難のための立ち退きを行うこと及び半径１０㎞圏内の住民の屋内退避を指示した（甲Ａ１の２・本文編２３２頁）。⑼原災本部は，平成２３年３月１２日午後５時３９分，原災法１５条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第二原発から半径１０㎞圏内の住民の避難を指示した（甲Ａ１の２・本文編２３３頁，乙Ｂ１６）。⑽原災本部は，平成２３年３月１２日午後６時２５分，原災法１５条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第一原発から半径２０㎞圏内の居住者等に対して避難のための立ち退きを行うことを指示した（甲Ａ１の１・本文編２６５頁，甲Ａ１の２・本文編２３１頁，乙Ｂ１７）。⑾原災本部は，平成２３年３月１５日午前１１時，原災法１５条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第一原発から半径２０㎞以上３０㎞圏内の居住者等に対しての屋内退避を指示した（甲Ａ１の１・本文編２６６頁，甲Ａ１の２・本文編２３２頁，乙Ｂ１８）。
⑿南相馬市は，平成２３年３月１６日，市民の生活の安全確保等を理由として，その独自の判断に基づき，南相馬市の住民に対し，一時避難を要請した（乙Ｂ１の１・８頁）。


⒀原災本部は，平成２３年４月２１日，原災法２０条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第二原発に係る避難指示の対象区域を，福島第二原発から半径１０㎞圏内から半径８㎞圏内に変更（縮小）することを指示した。これにより，福島第二原発についての避難区域は，全て福島第一原発についての避難区域に含まれることとなった。（甲Ａ１の１・本文編２６６，２６７頁，甲Ａ１の２・本文編２３３頁，乙Ｂ１９）
５警戒区域の設定等
⑴原災本部は，平成２３年４月２１日午前１１時，原災法２０条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，福島第一原発から半径２０㎞圏内を警戒区域（原災法２８条２項により読み替えて適用される災対法６３条１項の規定による警戒区域）に設定し，緊急事態応急対策に従事する者以外の者に対して，市町村長が一時的な立入りを認める場合を除き，当該区域への立入りを禁止するとともに，当該区域からの退去を命ずることを指示し，同月２２日午前零時，福島第一原発から半径２０㎞圏内は，警戒区域に設定された（別紙１１参照）。なお，警戒区域への立入制限に違反する場合には，１０万円以下の罰金又は拘留の刑罰が科されることになる。（甲Ａ１の１・本文編２７６頁，乙Ｂ２０）
⑵原災本部は，平成２３年４月２２日午前９時４４分，原災法２０条３項に基づき，福島県知事及び関係自治体の長に対し，以下のとおりの指示をした（甲Ａ１の１・本文編２７３頁，乙Ｂ２１）。
ア福島第一原発から半径２０㎞から３０㎞圏内の地域について，屋内退避指
示を解除すること
イ葛尾村，浪江町，飯舘村，川俣町の一部及び南相馬市の一部であって，福島第一原発から半径２０㎞圏内の区域を除く区域を計画的避難区域に設定したので，当該区域内の居住者等は，原則として概ね１か月程度の間に順次
当該区域外へ避難のための立ち退きを行うこと
ウ広野町，楢葉町，川内村，田村市の一部及び南相馬市の一部であって，福島第一原発から半径２０㎞圏内の区域を除く区域を緊急時避難準備区域に設定したので，当該区域内の居住者等は，常に緊急時に避難のための立退き又は屋内への退避が可能な準備を行うこと，なお，当該区域においては，引き続き自主的避難をし，特に子供，妊婦，要介護者，入院患者等は当該区域内に入らないようにすること，また，当該区域においては，保育所，幼稚園，小中学校及び高等学校は，休所，休園又は休校とすること，勤務等のやむを得ない用務等を果たすために当該区域内に入ることは妨げられないが，その場合においても常に避難のための立退き又は屋内への退避を自力で行える
ようにしておくこと
⑶原災本部は，本件事故発生以降１年間の積算線量が２０ｍSv   に達するおそれのある地点を特定避難勧奨地点とする方針を決め，対象となる市町村と協議した上，平成２３年６月３０日，同年７月２１日，同年８月３日及び同年１１月２５日，原災法２０条３項に基づき，伊達市霊山町，月舘町及び保原町における１１７地点１２８世帯，川内村１地点１世帯並びに南相馬市原町区及び鹿島区における１４２地点１５３世帯を，特定避難勧奨地点に設定し，関係地方公共団体に通知した（甲Ａ１の１・本文編２７５頁，乙Ｂ２３，２４の１・２・４・６ないし８）。
６警戒区域及び計画的避難区域の見直し等
⑴原災本部は，平成２３年８月９日，「避難区域等の見直しに関する考え方」を公表した。ここでは，緊急時避難準備区域については，ステップ１（安定的な冷却）の達成により原子力発電所の状況が著しく改善し，安全性の確認ができたことから，それぞれの市町村において復旧計画の策定が完了した段階で，政府として緊急時避難準備区域を一括して解除する方針が示された。また，警戒区域及び計画的避難区域については，ステップ２（冷温停止状態）を達成し，放射性物質の放出が一層厳格に管理された時点で，警戒区域の縮小の可否及び計画的避難区域の見直しについて検討することとされた。（乙Ｂ２６５）⑵原災本部は，平成２３年９月３０日，緊急時避難準備区域を解除した（乙Ｂ２２）。
⑶原災本部は，平成２３年１２月１６日，福島第一原発の１号機ないし３号機について，冷温停止状態（圧力容器底部及び格納容器内の温度がおおむね１００℃以下になっており，格納容器からの放射性物質の放出を管理し，追加的放出による公衆被ばく線量を大幅に抑制し，環境注水冷却システムの中期的安全が確保されている状態）の達成，使用済燃料プールのより安定的な冷却の確保，滞留水全体量の減少，放射性物質の飛散抑制などの目標が達成されていることから，「放射性物質の放出が管理され，放射線量が大幅に抑えられている」というステップ２の目標達成と完了を公表した（乙Ｂ２５，２６）。⑷原災本部は，平成２３年１２月２６日，「ステップ２の完了を受けた警戒区域及び避難指示区域の見直しに関する基本的考え方及び今後の検討課題について」を公表し，①警戒区域を基本的に解除する手続に入る方針を明らかにし，また，②年間積算線量が２０ｍSv以下となることが確実であることが確認された地域を避難指示解除準備区域に，年間積算線量が２０ｍSvを超えるおそれがあり，住民の被ばく線量を低減する観点から引き続き避難を継続することを求める地域を居住制限区域に，５年間を経過してもなお，年間積算線量が２０ｍSvを下回らないおそれのある，現時点で年間積算線量が５０ｍSv超の地域を帰還困難区域に，それぞれ設定する方針を明らかにした。また，除染，インフラ復旧，雇用対策，損害賠償等についても国が積極的に関与していくこととした。（乙Ｂ２６）
⑸「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」
原災本部は，平成２５年１２月２０日，「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」を公表した（乙Ｂ２６６）。


同指針において，①国が率先して行う個人線量水準の情報提供，測定の結果等の丁寧な説明なども含めた個人線量の把握・管理，②個人の行動による被ばく低減に資する線量マップの策定や復興の動きと連携した除染の推進などの被ばく低減対策の展開，③保健師等による身近な健康相談等の保健活動の充実や健康診断等の着実な実施などの健康不安対策の推進，④住民にとって分かりやすく正確なリスクコミュニケーションの実施，⑤帰還する住民の被ばく低減に向けた努力等を身近で支える相談員制度の創設，その支援拠点の整備などの対策を通じ，住民が帰還し，生活する中で，個人が受ける追加被ばく線量を，長期目標として，年間１ｍSv以下になることを目指していくとした。⑹「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」改訂原災本部は，平成２７年６月１２日，「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」改訂を公表した（乙Ｂ４６）。
ア同指針において，避難指示解除の要件は次のとおりとされていた。空間線量率で推定された年間積算線量が２０ｍSv以下になることが確
実であること
電気，ガス，上下水道，主要交通網，通信等日常生活に必須のインフラや医療・介護・郵便等の生活関連サービスが概ね復旧すること，子供の生
活環境を中心とする除染作業が十分に進捗すること
県，市町村，住民との十分な協議
イまた，同指針において詳述しない内容については，「原子力災害からの福島復興の加速に向けて」に基づいた対応を継続するとされ，除染，モニタリング，健康問題への対応，情報公開等の対策を行い，避難している住民が帰還し，生活する中で，個人が受ける追加被ばく線量を，長期目標として，年間１ｍSv以下になることを引き続き目指していくとされていた（乙Ｂ４６，２６６）。
７避難指示区域等の解除
⑴平成２４年４月１日午前零時，田村市における平成２３年３月１２日に設定された避難指示区域が避難指示解除準備区域に見直され，平成２３年４月２１日に設定された警戒区域が解除された（乙Ｂ１１２の１）。⑵平成２４年８月１０日，楢葉町において設定されていた福島第一原発から２０㎞圏内の避難指示区域が避難指示解除準備区域に見直され，福島第一原発から２０㎞圏内の警戒区域は解除された（乙Ｂ１１３）。⑶平成２４年１２月１４日，川内村及び伊達市において設定されていた特定避難勧奨地点が解除された（乙Ｂ２４の３・５）。
⑷平成２６年４月１日午前零時，田村市において平成２３年３月１２日に設定された避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ１１２の２）。⑸平成２６年１０月１日午前零時，川内村において設定されていた避難指示解除準備区域が解除され，居住制限区域が避難指示解除準備区域に再編された（乙Ｂ１１１の３）。
⑹平成２６年１２月２８日，南相馬市において設定されていた特定避難勧奨地点が解除された（乙Ｂ２４の９）。
⑺平成２７年９月５日午前零時，楢葉町において設定されていた避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ１０８）。
⑻平成２８年６月１２日午前零時，葛尾村において設定されていた居住制限区域及び避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ１０７）。⑼平成２８年６月１４日午前零時，川内村において設定されていた避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ１０７）。
⑽平成２８年７月１２日午前零時，南相馬市において設定されていた居住制限区域及び避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ１０７）。⑾平成２９年３月３１日午前零時，川俣町，飯舘村及び浪江町において設定されていた居住制限区域及び避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ１０９，１１０，３００ないし３０２）。
⑿平成２９年４月１日午前零時，富岡町において設定されていた居住制限区域及び避難指示解除準備区域が解除された（乙Ｂ３０２）。
８ＳＰＥＥＤＩについて
⑴ＳＰＥＥＤＩとは（甲Ａ１の１・本文編２５７，２５８頁）ＳＰＥＥＤＩ（緊急時迅速放射能影響予測ネットワークシステム）とは，原子力発電所等の周辺環境における放射性物質の大気中濃度，被ばく線量等を，放出源情報，気象条件及び地形データを基に迅速に予測するシステムであり，ＳＰＥＥＤＩ計算の前提となる放出源情報は，緊急時対策支援システム（以下「ＥＲＳＳ」という。）が提供することとされている。ＥＲＳＳとは，原子力事業者から送られてくる原子炉内の状況等に関する情報に基づき，事故の状態，その後の事故進展等をコンピュータにより解析・予測するシステムであり，その際，予測される放射性物質の放出量がＳＰＥＥＤＩに受け渡される。
「防災基本計画」では，文部科学省が，ＳＰＥＥＤＩを平常時から適切に整備，維持するとともに，オフサイトセンターへの接続等必要な機能の充実を図ることとしており，特定事象（原災法１０条１項前段の規程により通報を行うべき事象）発生の通報を受けた場合，文部科学省は，直ちにＳＰＥＥＤＩを緊急時モードとし，放射能影響予測等を実施し，予測結果を関係省庁等に共有することとしている。
政府の「原子力災害対策マニュアル」（丙Ａ１１５）（以下「原災マニュアル」という。）は，実用炉において事故が発生した場合，保安院は，ＥＲＳＳを起動して放出源情報を把握し，文部科学省等に連絡することとしており，文部科学省は，この放出源情報を基に，財団法人原子力安全技術センター（以下「原子力安全技術センター」という。）に設置されたＳＰＥＥＤＩの計算機により放射能影響予測を実施し，その結果を保安院，原子力安全委員会，関係都道府県，オフサイトセンター等に提供することとされている。
⑵本件事故当時のＳＰＥＥＤＩに関する規定


ア災対法及び原災法にはＳＰＥＥＤＩに関する直接の規定はなく，その取扱いは防災基本計画（丙Ａ１１７）及び防災指針（丙Ａ１１８）に規定され，具体的な運用については，「原災マニュアル」（丙Ａ１１５）及び「環境放射線モニタリング指針」（以下「モニタリング指針」という。丙Ａ１２０）に定められていた（丙Ａ１１５，１１７，１１８，１２０）。イ本件事故当時の防災基本計画（丙Ａ１１７）では，ＳＰＥＥＤＩに関し，「災害応急体制の整備」の一環として，安全規制担当省庁において，庁舎内に電話回線，ファクシミリ，テレビ会議システム，ＳＰＥＥＤＩ，ＥＲＳＳ等必要な資機材を備えた十分な広さを有するオペレーションセンターを整備・維持するものとされ（丙Ａ１１７・２５５頁），文部科学省において，ＳＰＥＥＤＩを平常時から適切に整備，維持するとともに，対策拠点施設への接続等必要な機能の拡充を図り（丙Ａ１１７・２５６頁），特定事象発生の通報を受けた場合，直ちにＳＰＥＥＤＩを緊急時モードとして，放射能影響予測等を実施し，安全規制担当省庁，関係都道府県の端末に転送するとともに，関係省庁の迅速な応急対策の実施に資するため，予測結果を関係省庁に伝達するものとされていた（丙Ａ１１７・２７０頁）。防災指針（丙Ａ１１８）においては，「緊急時予測支援システムの整備・維持」として，ＳＰＥＥＤＩ，ＥＲＳＳ等の整備を進めることが重要であり，あらかじめ国，地方公共団体，原子力事業者等の間で十分に協議し，平常時から各種システムのネットワーク化や緊急時の際の協力体制を整えておくことが必要であるとされ（丙Ａ１１８・１０頁），防護対策を執るための一つの指標となる予測線量は，異常事態の態様，放射性物質又は放射線の放出状況，緊急時モニタリング情報，気象情報，ＳＰＥＥＤＩ等から推定することとされていた（丙Ａ１１８・２１，２２頁）。
ウＳＰＥＥＤＩの具体的な運用について，原災マニュアル（丙Ａ１１５）では，文部科学省は，原災法１０条に基づく通報を受けた場合，原子力安全技術センターに対し，直ちにＳＰＥＥＤＩを緊急時モードとして，原子力事業者又は安全規制担当省庁からの放出源情報が得られ次第，放射能影響予測を実施するよう指示し，その結果を安全規制担当省庁，関係道府県，原子力安全委員会及びオフサイトセンターの端末に転送するとともに，関係省庁の迅速な応急対策の実施のため，予測結果を関係省庁に連絡することとされた（丙Ａ１１５・１５頁）。また，原子力安全委員会作成のモニタリング指針（丙Ａ１２０）では，以下のとおりの詳細な運用方法が示されていた（丙Ａ１２０・５１，５２頁）。
事故発生直後
一般に，事故発生後の初期段階において，放出源情報を定量的に把握することは困難であるため，単位放出量又は予め設定した値による計算を行う。ＳＰＥＥＤＩの予測図形を基に，監視を強化する方位や場所及びモニタリングの項目等の緊急時モニタリング計画を策定する。
放出源情報が得られた場合
緊急時の初期において，防護対策を検討するために早期入手が望まれる計算結果は，特に風速場図形，空気吸収線量率図形（又は空気カーマ率図形）及び外部被ばくによる実効線量分布図形であり，これらの図形の作成・配信を優先して行う必要がある。また，放射性ヨウ素，ウラン若しくはプルトニウムの放出あるいはそのおそれのある場合には吸入による等価線量分布図形も重要である。
これらの計算に必要な放出源情報は，①原子力緊急事態発生日時，サイト名，発生施設，発生した特定事象の種類，②放出開始時刻又は放出開始予想時刻，③実効放出高さ，④放出核種及び放出量，⑤放出（予想）継続時間，放出時間変化，⑥原子炉施設にあっては，原子炉停止時刻及びその時の平均燃焼度である。中央情報処理機関は，これらの放出源情報が得られたら，オンラインで収集している気象情報を用い，ＳＰＥＥＤＩによる予測計算を行い，計算により得られた予測図形を配信する。配信された予測図形は，避難，屋内退避等の防護対策の検討に用いる。
緊急時モニタリング情報が得られた場合
緊急時モニタリングの結果が得られた場合には，当該結果と予測図形を用いて，防護対策の検討，実施に用いる各種図形を作成する。
放出終息後
放出源情報及び気象状況等から，ＳＰＥＥＤＩによる予測計算を行い，緊急時モニタリング結果とあわせて空気吸収線量率分布図等を作成し，周辺住民の被ばく線量評価に資する。
⑶本件事故発生直後のＳＰＥＥＤＩに関する事実経過（甲Ａ１の１・本文編２５３，２５８ないし２６３頁，甲Ａ１の２・本文編１９１頁）ア本件地震が発生した後の平成２３年３月１１日午後３時４２分頃，福島第一原発の全交流電源が喪失の状態となったことから，被告東電から保安院等に対し，原災法１０条に基づく通報が行われた。
イ文部科学省は，平成２３年３月１１日午後４時４０分，ＳＰＥＥＤＩを管理する原子力安全技術センターに対し，ＳＰＥＥＤＩシステムの緊急時モードへの切替えを指示した。これを受けて，原子力安全技術センターは，同日午後４時４９分，ＳＰＥＥＤＩを緊急時モードへ切り替えるとともに，原子力安全委員会作成の「モニタリング指針」（丙Ａ１２０）に基づき，福島第一原発から１Bq/hの放射性物質の放出があったと仮定し，同日午後４時以降の気象データ等を用いて１時間ごとの放射性物質の拡散予測を行う計算を開始した。原子力安全技術センターは，文部科学省の指示により，単位量放出を仮定した定時計算の予測結果を，同省，ＥＲＣ，原子力安全委員会，オフサイトセンター，福島県庁及びＪＡＥＡに送付し，オフサイトセンターに隣接する原子力センターからの送付依頼があったため，同日午後１１時頃，当時断続的に使用できた電子メールを用いて，同センターに対して一度だけ定時計算結果を送付した。


ウ文部科学省は，平成２３年３月１２日から同月１６日にかけて，様々な放出源情報を仮定した３８件のＳＰＥＥＤＩ計算を行い，計算結果をＥＯＣ内部で共有するとともに，一部の計算結果をＥＲＣ及び原子力安全委員会に送付した。
エ原子力安全委員会は，平成２３年３月１２日夜，原子力安全技術センターに計算を依頼し，同センターから受け取った計算結果を，同委員会内部にいた同委員会委員，緊急技術助言組織のメンバー及び同委員会事務局職員で共有した。ただし，原子力安全委員会は，当該計算結果を外部には共有しなかった。
オ保安院は，平成２３年３月１１日から同月１５日にかけて，本件事故による放射性物質の拡散傾向の把握等を目的として，様々な仮定の放出源情報を入力して４５件のＳＰＥＥＤＩ予測計算を行った。得られた予測結果は，ＥＲＣ内の各機能班で共有するとともに，最初の数例については，官邸及びオフサイトセンターに送付した。保安院は，福島第一原発１号機からの放射性物質の流出による影響を予測するため，原子力安全技術センターに対してＳＰＥＥＤＩ予測を依頼し，同月１２日午前１時半過ぎ，当該計算結果を官邸地下に詰めていた保安院職員に送付し，これを受け取った保安院職員は，この計算結果を内閣官房職員に渡し，内閣官房職員は，官邸地下にいた各省職員に共有を図った。ただし，保安院は，それ以前に同院が行ったＳＰＥＥＤＩ計算結果について，あくまで仮定の放出源情報に基づく計算結果であることから信頼性が低い旨を記載した補足資料を作成し，官邸に送付していた。同月１２日未明に前記計算結果を保安院職員から受け取った内閣官房職員は，この計算結果を単なる参考情報にすぎないものとして扱い，内閣総理大臣等への報告は行わなかった。また，保安院も，独自にこれを内閣総理大臣等に報告することはしなかった。
カ文部科学省は，平成２３年３月１５日，同省政務三役に対してＳＰＥＥＤＩ計算に関する説明を行うため，全量一回放出（炉内に存在する全ての放射性物質が一度に放出されること）等を仮定したＳＰＥＥＤＩ及びより広範囲をカバーする世界版ＳＰＥＥＤＩ（ＷＳＰＥＥＤＩ）の計算結果を，政務三役が出席した省内協議に提出したが，ＳＰＥＥＤＩの計算結果等の公表の要否について具体的な決定はされなかった。
キ平成２３年３月１６日午前，官邸において，内閣官房長官の下で協議が行われ，福島第一原発から２０㎞以遠の陸域において各機関がモニタリングカーを用いて実施しているモニタリングデータの取りまとめ及び公表は文部科学省が，これらのモニタリングデータの評価は安全委員会が，同委員会が行った評価に基づく対応は原災本部が，それぞれ行うとの役割分担が決められた。この役割分担の取決めを受け，同日以降，福島県庁に所在する国の現地対策本部は，現地対策本部が取りまとめたモニタリングデータを，ＥＲＣ及びＥＯＣの両方に送付することとし，文部科学省は，これらのデータを集約の上，評価を行う安全委員会に送付するとともに，同日から，取りまとめたデータの公表を開始した。また，安全委員会は，同委員会が行ったモニタリングデータの評価結果をＥＲＣ，ＥＯＣ及び官邸に送付するなどして関係省庁と共有した。
ク平成２３年３月１６日，文部科学省政務三役会議において，上記キの官邸における各省庁のモニタリングの役割分担に関する協議結果によれば，文部科学省はモニタリングの評価を行わないことになったのであるから，今後はＳＰＥＥＤＩの運用・公表はモニタリングデータの評価を行うことになった原子力安全委員会において行うべきであると決定された。この文部科学省の決定に関する連絡を受け，原子力安全委員会は，ＳＰＥＥＤＩが原子力安全委員会に移管されたわけではないが，今後は，文部科学省に計算依頼を行わなくとも，同委員会がＳＰＥＥＤＩを用いた計算を行うことができるようになったと理解し，ＳＰＥＥＤＩの運用を開始した。
ケ放出源情報が得られない状況下でのＳＰＥＥＤＩを用いた放出源情報の推定とは，ＳＰＥＥＤＩの単位量放出計算によって得られる特定地点の放射線量の予測値と，実際のモニタリングによって同地点で得られた実測値を比較し，その比率を単位放出量に掛け合わせて，実際に放出量を算出推定するというものである。原子力安全委員会は，平成２３年３月１５日以前に収集されたモニタリングデータや文部科学省等に依頼して新たに得られたデータを分析し，計算に使用できるデータを選別し，その結果，同月２３日午前９時頃，同月１１日から同月２４日までの福島第一原発周辺の積算線量等に関する予測計算結果を得た。そして，原子力安全委員会は，当該結果を官邸に報告し，同月２３日午後９時頃，記者会見を開催し，当該計算結果を公表した（丙Ａ１２２）。原子力安全委員会は，その後も，同年４月１０日，同月２５日及び同月２７日の３回にわたり，３月２３日以降に得られたモニタリングデータを用いて精度を上げた逆推定によるＳＰＥＥＤＩ計算結果等を公表した。
コ文部科学省，保安院，原子力安全委員会等が様々な仮定をおいて行った計算については，混乱を招くおそれがあるため非公開とされていたが，報道等において，これらの公表に関する関心が集まっていたことなどから，被告国は，同年４月２５日に全てのＳＰＥＥＤＩの予測計算結果を公表することを決定し，同年５月３日までに各機関のホームページにおいてこれらが公表された。
第３関連法令等の要旨
１総論


我が国の原子力安全に関する法体系は，最も上位にあって，我が国の原子力利用に関する基本的理念を定義する原子力基本法の下，原子力安全規制に関する法律として，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（炉規法），電気事業法，放射性同位元素等による放射線障害の防止に関する法律等が整備されている。また，原子力防災体制に関する法律として，原子力災害対策特別措置法（原災法）等の原子力の安全を確保するために必要な法律が整備されている。法律以外にも，原子力委員会又は原子力安全委員会が安全審査を行う際に用いるために策定された各種指針類があり，それは規制行政庁の安全審査においても用いられていた。
２原子力基本法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。）
⑴目的（１条）
原子力の研究，開発及び利用を推進することによって，将来におけるエネルギー資源を確保し，学術の進歩と産業の振興とを図り，もって人類社会の福祉と国民生活の水準向上とに寄与することを目的とする。
⑵基本方針（２条）
原子力の研究，開発及び利用は，平和の目的に限り，安全の確保を旨として，民主的な運営の下に，自主的にこれを行うものとし，その成果を公開し，進んで国際協力に資するものとする。
３旧炉規法
⑴目的（１条）
原子力基本法の精神にのっとり，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の利用が平和の目的に限られ，かつ，これらの利用が計画的に行われることを確保するとともに，これらによる災害を防止し，及び核燃料物質を防護して，公共の安全を図るために，製錬，加工，貯蔵，再処理及び廃棄の事業並びに原子炉の設置及び運転等に関する必要な規制を行うほか，原子力の研究，開発及び利用に関する条約その他の国際約束を実施するために，国際規制物資の使用等に関する必要な規制等を行うことを目的とする。
なお，平成２４年改正（同年法律第４７号による。）後は，原子炉施設において重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設の外へ放出されること等の災害を防止すること及び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を明記している。
⑵原子炉設置の許可（２３条１項）
原子炉を設置しようとする者は，原子炉の区分に応じて，主務大臣の許可を受けなければならないとしており，福島第一原発に設置されている原子炉のような，発電の用に供する原子炉（実用発電用原子炉）については，経済産業大臣の許可を必要としていた（１号）。
⑶設置許可の基準（２４条）
主務大臣（実用発電用原子炉の場合，経済産業大臣）は，原子炉の設置の許可の申請が，①原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと，②許可をすることによって原子力の開発及び利用の計画的な遂行に支障を及ぼすおそれがないこと，③事業者に原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があり，かつ，原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること，④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原子炉による災害の防止上支障がないものであること，に適合していると認めるときでなければ，許可をしてはならないとされていた（１項）。
また，主務大臣は，設置の許可をする場合においては，あらかじめ，上記①，②及び③（経理的基礎に係る部分に限る。）に規定する基準の適用については原子力委員会に，上記③（技術的能力に係る部分に限る。）及び④に規定する基準の適用については原子力安全委員会の意見を聴かなければならないものとしていた（２項）。
⑷炉規法の一部適用除外（７３条）
電気事業法の適用による検査等を受ける実用発電用原子炉については，炉規法の定める設計及び工事の方法の認可，使用前検査，溶接の方法及び検査並びに施設定期検査の規定（２７ないし２９条）適用を除外していた。４安全設計審査指針等（甲Ａ１の１・本文編３６７頁，丙Ａ９，１４）⑴発電用軽水型原子炉の設置許可申請に係る安全審査において，自然現象等の外的事象に対して用いられる設計規定として，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」（以下「安全設計審査指針」という。）が存在する。これは，最初は原子力委員会（当時）が昭和４５年４月に定めたものであり，その後昭和５２年６月に，原子力委員会（当時）が，これを全面的に見直して改訂を行った。昭和５２年の安全設計審査指針の改定以降，軽水炉の技術の改良及び進歩には著しいものがあり，米国で発生したスリーマイルアイランド原子力発電所の事故等の様々な事象から得られた教訓や，軽水炉に関する経験の蓄積を踏まえ，平成２年８月３０日付け原子力安全委員会決定により全面改訂がされた。なお，平成２年に改訂された上記安全設計審査指針は，平成１３年３月２９日に一部改訂がされた（以下，同改訂後の安全設計審査指針を「平成１３年安全設計審査指針」という。）。その詳細は，後記第４の４のとおりである。
⑵耐震については，耐震安全性の確保の観点から耐震設計方針の妥当性について判断する際の基礎を示すことを目的として，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下「耐震設計審査指針」という。）が存在する。その詳細は，後記第４の５及び６のとおりである。
５電気事業法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。）
⑴目的（１条）
電気事業の運営を適正かつ合理的ならしめることによって，電気の使用者の利益を保護し，及び電気事業の健全な発達を図るとともに，電気工作物の工事，維持及び運用を規制することによって，公共の安全を確保し，及び環境の保全を図ることを目的とする。
⑵事業用電気工作物の維持（３９条）
事業用電気工作物を設置する者は，事業用電気工作物を経済産業省令で定める技術基準に適合するように維持しなければならない（１項）（技術基準維持義務）。
また，この経済産業省令は，次に掲げるところによらなければならないとし（２項），①事業用電気工作物は，人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与えないようにすること（同項１号），②事業用電気工作物は，他の電気的設備その他の物件の機能に電気的又は磁気的な障害を与えないようにすること（同項２号），③事業用電気工作物の損壊により一般電気事業者の電気の供給に著しい支障を及ぼさないようにすること（同項３号），④事業用電気工作物が一般電気事業の用に供される場合にあっては，その事業用電気工作物の損壊によりその一般電気事業に係る電気の供給に著しい支障を生じないようにすること（同項４号）と定められていた。


福島第一原発に設置されている原子炉は，事業用電気工作物に当たるところ，経済産業省令において，技術基準が定められており，同原子炉の場合，省令６２号がこれに当たる。
⑶技術基準適合命令（４０条）
経済産業大臣は，事業用電気工作物が同法３９条１項の経済産業省令で定める技術基準に適合していないと認めるときは，事業用電気工作物を設置する者に対し，その技術基準に適合するように事業用電気工作物を修理し，改造し，若しくは移転し，若しくはその使用を一時停止すべきことを命じ，又はその使用を制限することができる。
⑷工事計画（４７条）
事業用電気工作物の設置又は変更の工事であって，公共の安全の確保上特に重要なものとして経済産業省令で定めるものをしようとする者は，その工事の計画について経済産業大臣の認可を受けなければならない（１項本文）。経済産業大臣は，認可の申請に係る工事の計画が，①その事業用電気工作物が３９条１項の経済産業省令で定める技術基準に適合しないものでないこと，②事業用電気工作物が一般電気事業の用に供される場合にあっては，その事業用電気工作物が電気の円滑な供給を確保するため技術上適切なものであること，③特定対象事業に係るものにあっては，その特定対象事業に係る４６条の１７第２項の規定による通知に係る評価書に従っているものであること，④環境影響評価法２条３項に規定する第二種事業（特定対象事業を除く。）に係るものにあっては，同法４条３項２号（中略）の措置がとられたものであること，のいずれにも適合していると認めるときは，認可をしなければならない（３項）。
⑸使用前検査（４９条）
４７条１項の認可を受けて設置の工事をする事業用電気工作物であって，公共の安全の確保上特に重要なものとして経済産業省令で定めるものは，その工事について経済産業省令で定めるところにより経済産業大臣の検査を受け，これに合格した後でなければ，これを使用してはならない（１項本文）。１項の検査においては，その事業用電気工作物が，①その工事が４７条１項の認可を受けた工事の計画に従って行われたものであり，②３９条１項の経済産業省令で定める技術基準に適合しないものでないときは，合格とする（２項）。
６省令６２号
⑴電気事業法による委任
電気事業法３９条１項による委任に基づき，省令第６２号が定められている（甲Ｂ１１６，丙Ａ８９）。なお，福島第一原発は，発電用原子炉のうち実用発電用原子炉に当たり，同原子炉については，平成２５年６月，「実用発電用原子炉及び附属施設の技術水準に関する規則」（原子力規制委員会規則第６号。以下「技術基準規則」という。）が制定されており，実用発電用原子炉に関しては，省令６２号の内容は，上記規則に引き継がれている。
⑵４条１項（防護施設の設置等，防護措置等）
ア平成１７年経済産業省令第６８号による改正前（平成１８年１月１日施行前）
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備が地すべり，断層，なだれ，洪水，津波又は高潮，基礎地盤の不同沈下等により損傷を受けるおそれがある場合は，防護施設の設置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。イ平成２３年経済産業省令第５３号による改正前（平成２３年１０月７日施行前）
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備が想定される自然現象（地すべり，断層，なだれ，洪水，津波，高潮，基礎地盤の不同沈下等をいう。ただし，地震を除く。）により原子炉の安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。
ウ平成２３年経済産業省令第５３号による改正後（平成２３年１０月７日施行後）
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備が想定される自然現象（地すべり，断層，なだれ，洪水，高潮，基礎地盤の不同沈下等をいう。ただし，地震及び津波を除く。）により原子炉の安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を講じなければならない。
なお，津波については，５条の２に規定が新設された。その内容は，後記第８の２のとおりである。
⑶５条（耐震性）
原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備は，これらに作用する地震力による損壊により公衆に放射線障害を及ぼさないように施設しなければならない（１項）。
⑷３３条（保安電源設備）
非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性，及び独立性を有し，その系統を構成する機械器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は一次冷却材喪失等の事故時において工学的安全施設等の設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない（４項）。
⑸８条（原子炉施設）
原子炉施設に属する設備であって，蒸気タービン，ポンプ等の損壊に伴う飛散物により損傷を受け，原子炉施設の安全性を損なうことが想定されるものには，防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない（４項）。
７原賠法
⑴目的（１条）
原子炉の運転等により原子力損害が生じた場合における損害賠償に関する基本的制度を定め，もって被害者の保護を図り，及び原子力事業の健全な発達に資することを目的とする。
⑵定義（２条）
原子力損害とは，核燃料物質の原子核分裂の過程の作用又は核燃料物質等の放射線の作用若しくは毒性的作用（これらを摂取し，又は吸入することにより人体に中毒及びその続発症を及ぼすものをいう。）により生じた損害をいう（２項本文）。
原子力事業者には，炉規法２３条１項の許可を受けた者を含む（３項１号）。
⑶無過失責任，責任の集中等（３，４条）
原子炉の運転等の際，当該原子炉の運転等により原子力損害を与えたときは，当該原子炉の運転等に係る原子力事業者がその損害を賠償する責めに任ずる（３条１項本文）。
前条の場合においては，同条の規定により損害を賠償する責めに任ずべき原子力事業者以外の者は，その損害を賠償する責めに任じない（４条１項）。
８原災法


原子力災害の特殊性にかんがみ，原子力災害の予防に関する原子力事業者の義務等，原子力緊急事態宣言の発出及び原子力災害対策本部の設置等並びに緊急事態応急対策の実施その他原子力災害に関する事項について特別の措置を定めることにより，炉規法，災対法（昭和３６年法律２２３号）その他原子力災害の防止に関する法律と相まって，原子力災害に対する対策の強化を図り，もって原子力災害から国民の生命，身体及び財産を保護することを目的とする（１条）。この法律では，原子力災害の予防に関する原子力事業者の義務，原子力緊急事態宣言の発出及び原子力災害対策本部の設置，緊急事態応急対策の実施，原子力災害事後対策など原子力災害への対応に特化した規定が置かれており，その他一般的な災害対策は災対法において規定されている。
第４安全審査に関する各種指針
１発電用軽水型原子炉施設などに関する各種の指針炉規法に基づく原子炉の安全規制に関しては，直接の規制権限は主務大臣（実用発電用原子炉については経済産業大臣）に属するが，実際の規制は，原子力委員会又は原子力安全委員会の策定する各種の指針類が，経済産業大臣等による規制権限行使の基準としての役割を果たすべきものとして予定されている（旧炉規法２４条２項）。これらの指針類のうち，発電用軽水型原子炉施設などに関する主なものは，以下のとおりである（甲Ａ１の１・本文編３６５頁）。
立地に関する指針
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
設計に関する指針
発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針
発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針
発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針
安全評価に関する指針
発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針
線量目標値に関する指針
発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針
２昭和３９年原子炉立地審査指針（丙Ａ８）
同指針は，万一の事故に関連してその立地条件の適否を判断するための原子炉立地審査指針を定めるとともに，当該指針を適用する際に必要な放射線量等に関する暫定的な判断のめやすを定めるものである。基本的な考え方として，原子炉は，どこに設置されるにしても，事故を起こさないように設計，建設，運転及び保守を行わなければならないことは当然のことであるが，なお万一の事故に備えて，公衆の安全を確保するためには，原則的立地条件として，①大きな事故の誘因となるような事象が過去においてなかったことはもちろんであるが，将来においてもあるとは考えられないこと，また，災害を拡大するような事象も少ないこと，②原子炉は，その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること，③原子炉の敷地は，その周辺も含め，必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じ得る環境にあることを挙げる。
また，基本的目標として，ａ敷地周辺の事象，原子炉の特性，安全防護施設等を考慮し，技術的見地からみて，最悪の場合には起こるかもしれないと考えられる重大な事故（以下「重大事故」という。）の発生を仮定しても，周辺の公衆に放射線障害を与えないこと，ｂさらに，重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない事故（以下「仮想事故」という。）（例えば，重大事故を想定する際には効果を期待した安全防護施設のうちのいくつかが動作しないと仮想し，それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの）の発生を仮想しても，周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと，ｃなお，仮想事故の場合にも，国民遺伝線量に対する影響が十分に小さいことを挙げている。
３昭和４５年安全設計審査指針（丙Ａ９）
同指針は，敷地の自然条件に対する設計上の考慮及び耐震設計についての指針を定めた上で，炉心設計，計測制御設備，原子炉冷却材圧力バウンダリ（起動停止を含む原子炉の通常運転時に原子炉冷却材の存在する範囲のもののうち，苛酷な事故条件下で弁等により隔離されて圧力障壁を形成する範囲をいう。），工学的安全施設，非常用電源設備，核燃料貯蔵施設，放射性廃棄物処理施設及び放射線監視施設についての設計に係る審査基準を定めている。「敷地の自然条件に対する設計上の考慮」（指針２．２）同指針は，「敷地の自然条件に対する設計上の考慮」として，①「当該設備の故障が，安全上重大な事故の直接原因となる可能性のある系および機器は，その敷地および周辺地域において過去の記録を参照にして予測される自然条件のうち最も苛酷と思われる自然力に耐え得るような設計であること。」，②「安全上重大な事故が発生したとした場合，あるいは確実に原子炉を停止しなければならない場合のごとく，事故による結果を軽減もしくは抑制するために安全上重要かつ必須の系及び機器は，その敷地および周辺地域において，過去の記録を参照にして予測される自然条件のうち最も苛酷と思われる自然力と事故荷重を加えた力に対し，当該設備の機能が保持できるような設計であること。」を求めている。
その解説（動力炉安全設計審査指針解説）においては，「予測される自然条件」とは，「敷地の自然環境をもとに，地震，洪水，津浪，風（または台風）凍結，積雪等から適用されるもの」をいい，「自然条件のうち最も苛酷と思われる自然力」とは，「対象となる自然条件に対応して，過去の記録の信頼性を考慮のうえ，少なくともこれを下まわらない苛酷なものを選定して設計基礎とすること」をいうとされている。
「耐震設計」（指針２．３）
同指針は，「耐震設計」として，「原子炉施設は，その系および機器が地震により機能の喪失や破損を起こした場合の安全上の影響を考慮して重要度により適切に耐震設計上の区分がなされ，それぞれ重要度に応じた適切な設計であること。」を求めている。
その解説では，耐震設計について，「重要度により適切に耐震設計上の区分がなされ」とは，すなわち，①その機能喪失が原子炉事故を引き起こすおそれのあるもの及び原子炉事故の際に放射線障害から公衆を守るために必要なもの（Ａクラス），②高放射性物質に関連するものでＡクラスに属する以外のもの（Ｂクラス）並びに③Ａクラス及びＢクラスに属する以外のもの（Ｃクラス）により，建物，機器設備が分類されることを指し，Ａクラスのうち原子炉格納容器，原子炉停止装置は，Ａクラスに適用される地震力を上回る地震力について機能の維持が出来ることを検討することを求めている。
「非常用電源設備」（指針７）
同指針は，「非常用電源設備」については，単一動的機器の故障を仮定しても，工学的安全施設や安全保護系等の安全上重要かつ必須の設備が，所定の機能を果たすに十分な能力を有するもので，独立性及び重複性を備えた設計であることを求めている。


その解説では，①「単一動的機器の故障」の対象には，非常用内部電源設備では，これを構成する遮断器，制御回路の操作スイッチ，リレー，非常用発電機等のうちいずれか一つのものの不作動や故障をとるものとされ，②「所定の機能を果たすに十分な能力を有するもの」とは，原子炉緊急停止系，工学的安全施設等の事故時の安全確保に必要な設備を，それぞれが必要な時期に要求される機能が発揮できるように作動させ得るような容量を具備することをいい，③「独立性および重複性」とは，単一動的機器の故障を仮定した場合にも，要求される安全確保のための機能が害されることのないよう，非常用発電機を２台とするなどにより，十分な能力を有する系を２つ以上とし，かつ，一方が不作動となるような不利な状況下においても，他方に影響を及ぼさないように回路の分離，配置上の隔離などによる独立性の確保が設計基礎とされることをいうとされている。
４平成１３年安全設計審査指針（丙Ａ１４，弁論の全趣旨）
指針の改定経緯
昭和４５年安全設計審査指針は，その後の技術的知見の進展を踏まえ，昭和５２年６月にその全面改訂が行われた。その後，軽水炉の技術の改良及び進歩には著しいものがあり，米国で発生したスリーマイルアイランド原子力発電所の事故等の様々な事象から得られた教訓や，軽水炉に関する経験の蓄積を踏まえ，平成２年８月３０日付け原子力安全委員会決定により全面改訂がされた。この改訂に当たっては，昭和５４年から平成２年までの間に６６回にわたり，原子力工学の専門家等から成る原子炉安全基準専門部会設計小委員会において，最新の科学的知見を踏まえた議論がされた。なお，平成１３年３月２９日に国際放射線防護委員会による１９９０年勧告を受けて一部改訂がされたが（平成１３年安全設計審査指針），その内容に大きな変更はない。
指針の内容
平成１３年安全設計審査指針は，発電用軽水型原子炉に関する経験と最新の技術的知見に基づき，発電用軽水型原子炉に係る安全審査に当たって確認すべき安全設計の基本方針を定めたものである。
同指針は，原子炉施設全般（指針１ないし１０），原子炉及び原子炉停止系（指針１１ないし１８），原子炉冷却系（指針１９ないし２７），原子炉格納容器（指針２８ないし３３），安全保護系（指針３４ないし４０），制御室及び緊急時施設（指針４１ないし４６），計測制御系及び電気系統（指針４７及び４８），燃料取扱系（指針４９ないし５１）,放射性廃棄物処理施設（指針５２ないし５５），放射線管理（指針５６ないし５９）から構成されている。同指針２において，「自然現象に対する設計上の考慮」として，①安全機能を有する構築物，系統及び機器は，その安全機器の重要度及び地震によって機能の喪失を起こした場合の安全上の影響を考慮して，耐震設計上の区分がなされるとともに，適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられる設計であること，②安全機能を有する構築物，系統及び機器は，地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること，重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器は，予想される自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であることを求めていた。同指針の解説においては，「予想される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，津波，風，凍結，積雪，地滑り等から適用されるものをいうとされ，「自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件」とは，対象となる自然現象に対応して，過去の記録の信頼性を考慮の上，少なくともこれを下回らない苛酷なものであって，かつ，統計的に妥当とみなされるものをいい，過去の記録，現地調査の結果等を参考にして，必要のある場合には，異種の自然現象を重畳させるものとされ，「自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合」とは，最も苛酷と考えられる自然力と事故時の最大荷重を単純に加算することを必ずしも要求するものではなく，それぞれの因果関係や時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいうとされている。
同指針２７において，「電源喪失に対する設計上の考慮」として，原子炉施設は，短時間の全交流動力電源喪失に対して，原子炉を安全に停止し，かつ，停止後の冷却を確保できる設計であることを求めていた。同指針の解説においては，「長期間にわたる全交流動力電源喪失は，送電線の復旧又は非常用交流電源設備の修復が期待できるので考慮する必要はない。非常用交流電源設備の信頼度が，系統構成又は運用（常に稼働状態にしておくことなど）により，十分高い場合においては，設計上全交流動力電源喪失を想定しなくてもよい。」とされている。
同指針４８．３において，非常用所内電源系は，多重性又は多様性及び独立性を有し，その系統を構成する機器の単一故障を仮定しても，①運転時の異常な過渡変化時において，燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えることなく原子炉を停止し，冷却すること，②原子炉冷却材喪失等の事故時の炉心冷却を行い，かつ，原子炉格納容器の健全性並びにその他の所要の系統及び機器の安全機能を確保することを確実に行うのに十分な容量及び機能を有する設計であることを求めていた。そして，「独立性」とは，「二つ以上の系統又は機器が設計上考慮する環境条件及び運転状態において，共通要因又は従属要因によって，同時にその機能が阻害されないこと」と定義され，解説において，「共通要因」とは，「二つ以上の系統又は機器に同時に作用する要因であって，例えば環境の温度，湿度，圧力，放射線等による影響因子，及び系統又は機器に供給される電力，電気，油，冷却水等による影響因子をいう」と定義されていた。
５平成１３年耐震設計審査指針（丙Ａ１５の１・２，弁論の全趣旨）発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針は，発電用軽水型原子炉施設の設置許可申請に係る安全審査のうち，耐震安全性の確保の観点から耐震設計方針の妥当性について判断する際の基礎を示すことを目的として昭和５３年９月２９日に原子力委員会が定めたものである。その後，昭和５６年７月２０日の改訂において静的地震力の算定法等について見直しを行い，さらに，平成１３年３月２９日に国際放射線防護委員会による１９９０年勧告を受けて一部改訂がされたが，その内容に大きな変更はない（平成１３年耐震設計審査指針）。同指針には，地震随伴現象に対する規定は存在しなかった。
６平成１８年耐震設計審査指針（丙Ａ１５の２，弁論の全趣旨）
策定経緯


原子力安全委員会は，昭和５６年以降の地震学及び地震工学に関する新たな知見の蓄積等を踏まえ，平成１３年６月，原子力安全基準専門部会に対し，耐震安全性に係る安全審査指針類について必要な調査審議を行い，結果を報告するよう指示した。これを受けて，同年７月，同部会に耐震指針検討分科会が設置され，耐震設計審査指針の改定作業に着手し，平成１８年９月１９日，原子力安全委員会において，新たな耐震設計審査指針が決定された（平成１８年耐震設計審査指針）。
指針の内容等
平成１８年耐震設計審査指針は，平成１３年耐震設計審査指針から，基準地震動についての策定方法が高度化され，耐震安全に係る重要度分類の見直し等が行われたものである。
「３基本方針」として，「耐震設計上重要な施設は，敷地周辺の地質・地質構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があり，施設に大きな影響を与えるおそれがあると想定することが適切な地震動による地震力に対して，その安全機能が損なわれることがないように設計されなければならない。さらに，施設は，地震により発生する可能性のある環境への放射線による影響の観点からなされる耐震設計上の区分ごとに，適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられるように設計されなければならない。また，建物・構築物は，十分な支持性能をもつ地盤に設置されなければならない。」とされていた。同基本方針の解説には，「残余のリスク」（策定された地震動を上回る地震動の影響が施設に及ぶことにより，施設に重大な損傷事象が発生すること，施設から大量の放射性物質が放散される事象が発生すること，あるいはそれらの結果として周辺公衆に対して放射線被ばくによる災害を及ぼすことのリスク）について言及され，施設の設計に当たっては，策定された地震動を上回る地震動が生起する可能性に対して適切な考慮を払い，基本設計の段階のみならず，それ以降の段階も含めて，この「残余のリスク」の存在を十分認識しつつ，それを合理的に実行可能な限り小さくするための努力が払われるべきであるとされている。「８地震随伴現象に対する考慮」として，①施設の周辺斜面で地震時に想定し得る崩壊等によっても，施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないこと，②施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があると想定することが適切な津波によっても施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないことを十分考慮した上で設計されなければならないとされている。
７本件設置等許可処分時及び平成１８年当時の各種指針本件設置等許可処分時及び平成１８年当時の各種指針は，前記１ないし６記載のとおりであり，福島第一原発１号機から同３号機までの設置変更許可における安全審査の前提となった指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針（丙Ａ８）であり，同４号機の設置変更許可における安全審査の前提となった指針は，昭和３９年原子炉立地審査指針及び昭和４５年安全設計審査指針（丙Ａ９）であった。
第５規制機関等
１原子力委員会・原子力安全委員会
原子力基本法に基づき，平成１４年から平成２４年の同法改正前まで，内閣府に原子力委員会及び原子力安全委員会が設置されていた（４条（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。）。原子力の研究，開発及び利用に関する事項のうち，原子力安全委員会は安全の確保のための規制の実施に関する事項について，原子力委員会は安全確保に係る事項以外の事項について，それぞれについて企画，審議，及び決定することとされていた（５条（上記改正前のもの。））。原子力委員会は，原子力利用に関する政策に関すること，関係行政機関の原子力利用に関する事務の調整に関すること，関係行政機関の原子力利用に関する経費の見積り及び配分計画に関すること，核燃料物質及び原子炉に関する規制に関すること，原子力利用に関する試験及び研究の助成に関すること，原子力利用に関する研究者及び技術者の養成及び訓練に関すること，原子力利用に関する資料の収集，統計の作成及び調査に関すること，その他原子力利用に関する重要な事項に関することについて企画し，審議し，決定することを所掌している（原子力委員会及び原子力安全委員会設置法（平成２４年法律第４７号による改正前のもの。）２条）。
原子力安全委員会は，原子力利用に関する政策のうち，安全の確保のための規制に関する政策に関すること，核燃料物質及び原子炉に関する規制のうち，安全の確保のための規制に関すること，原子力利用に伴う障害防止の基本に関すること，放射性降下物による障害の防止に関する対策の基本に関すること，その他原子力利用に関する重要事項のうち，安全の確保のための規制に係るものに関することについて企画し，審議し，及び決定することを所掌している（同法１３条１項）。
なお，原子力基本法の平成２４年改正によって，原子力規制委員会が新たに設置され，原子力安全委員会は廃止された。
２原子力安全・保安院（保安院）
我が国の発電用原子炉施設は経済産業大臣が所管しているが，経済産業省資源エネルギー庁の特別の機関として原子力エネルギーに係る安全の確保等のために設置されたのが，保安院である。保安院は，炉規法に基づく設置許可や電気事業法に基づく工事計画の認可や使用前検査など経済産業大臣の規制活動を，同大臣の付託を受けて，独立して意思決定を行うか，又は同大臣に対して意思決定の案を諮ることができることになっていた。保安院の技術支援機関として，独立行政法人原子力安全基盤機構（以下「原子力安全基盤機構」又は「ＪＮＥＳ」という。平成１５年１０月設立）があり，法律に基づく原子力施設の検査を保安院と分担して行うほか，原子力施設の安全審査や安全規制基準の整備に関する技術支援を行っている。
なお，原子力規制委員会の発足により，保安院は廃止された。ＪＮＥＳも，平成２６年３月１日，解散して，その業務を原子力規制委員会に引き継いだ。（甲Ａ１の１・本文編３６８頁，丙Ａ５の１・Ⅱ－３頁，弁論の全趣旨）
第６知見及びその発展
１過去の原子力発電所事故に関する知見
⑴スリーマイルアイランド原子力発電所事故（甲Ｂ９，１０）昭和５４年（１９７９年）３月２８日，米国ペンシルバニア州スリーマイル島上の原子力発電所２号炉（加圧水型原子炉（ＰＷＲ））が，給水喪失という事象から炉心損傷にまで至った。事故の重大さを０から７の８段階にレベル分けした国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ）のレベルは５（広範囲な影響を伴う事故）とされた。この事故における核燃料の損傷により，大量の放射性物質が一次冷却水中に漏出され，環境へ放出された。


⑵チェルノブイリ原子力発電所事故（甲Ｂ９，１１ないし１３）昭和６１年（１９８６年）４月２６日，当時のソビエト連邦ウクライナ共和国のチェルノブイリ発電所４号炉において，原子炉出力が異常に上昇し，燃料の過熱，激しい蒸気の発生，圧力管の破壊，原子炉と建屋の構造物の一部破損，燃料及び黒鉛ブロックの一部飛散，火災に進み放射性物質がウクライナ，ベラルーシ，ロシア等へ飛散し，半径３０㎞圏内の住民約１３万５０００人が避難した。ＩＮＥＳのレベルは７（深刻な事故）とされた。⑶フランスのルブレイエ原子力発電所事故（甲Ａ２０・１３頁，９４，１６６の１・２）
平成１１年（１９９９年）１２月２７日，フランスのルブレイエ原子力発電所において，暴風雨の影響で外部電源が失われ，非常用電源が起動したが，高潮と満潮が重なりジロンド河口に波が押し寄せた結果，河川が増水し，川の水が洪水防水壁を越えて浸入し，電源が喪失したが，過酷事故には至らなかった。ＩＮＥＳのレベルは２（異常事象）とされた。
⑷台湾の馬鞍山原子力発電所事故（甲Ａ２０・１４頁）台湾の馬鞍山原子力発電所において，平成１３年３月，送電線事故により外部電源喪失事故が発生し，更に非常用ディーゼル発電機の起動失敗が重なったことにより，全電源喪失事故となった。
⑸インドのマドラス原子力発電所の津波による電源喪失事故（甲Ａ２０・１４頁）
インド南部にあるマドラス原子力発電所において，平成１６年１２月に発生したスマトラ島沖地震に伴う津波により，津波でポンプ室が浸水し，非常用海水ポンプが運転不能になる事故が発生した。
２地震に関する知見等
⑴地震に関する一般的知見（甲Ａ５６，１００ないし１０２，丙Ａ２６，２７，９９，弁論の全趣旨）
ア地震の定義等
地震とは，地下の岩盤に力が加わり，その力に岩盤が耐えきれなくなったときに起こる破壊現象のことをいう。
震源とは，上記の破壊が最初に発生した地点をいい，震央とは，地下の震源を真上の地表へ投影した位置のことをいう。
震源で発生した破壊は周囲へと伝わり，ある範囲で破壊は止まるが，破壊が及んだ範囲のことを震源断層といい，震源断層を含む破壊が広がった領域のことを震源域という。
マグニチュードとは，震源域で生じた断層運動そのものの大きさを表す尺度をいう。
また，震源断層の形状や生成過程についてのモデルのことを断層モデルという。断層モデルは，断層面の向きや傾き，大きさ，断層面上でのずれの量，破壊の進行速度などの断層パラメーター（媒介変数）で表現される。
イ日本列島やその周辺で発生する地震
日本列島やその周辺で発生する地震には，大きく分けて，プレート境界付近で発生する地震（「プレート間地震」，「沈み込むプレート内の地震」），と陸のプレートの浅い部分で起こる地震とに分けられる。
プレート境界付近で発生する地震
地球の表面は十数枚の巨大な板状の岩盤（プレート）で覆われており，それぞれが別の方向に年間数cmの速度で移動している（プレート運動）。日本列島の太平洋側の日本海溝では，海のプレートが陸のプレートの下に沈み込み，陸のプレートの先端部も常に内陸側に引きずり込まれる。陸のプレートと海のプレートとが接する部分がひずみに耐えきれなくなると，そこを巨大な断層面として陸のプレートの先端が跳ね上がるような断層運動が起き，地震が発生する。これをプレート間地震という。また，海のプレート内部に蓄積されたひずみにより，プレート内部で大規模な断層運動が生じて地震が発生することもある。これを沈み込むプレート内の地震という。
なお，海溝付近のプレート境界やその付近で発生する地震のことを海溝型地震と総称している。
陸のプレートの浅い部分で起こる地震
日本列島が位置する陸のプレートでは，プレート運動による間接的なひずみが岩盤に蓄積され，地下数㎞から２０㎞程度までの浅い部分で断層運動が起こり，地震が発生する。これを陸のプレートの浅い部分で起こる地震という。
⑵昭和４１年頃の地震に関する知見（甲Ａ２・６３頁）福島第一原発１号機を新設するために，昭和４１年７月１日に被告東電から内閣総理大臣に「福島原子力発電所の原子炉設置許可申請書」が提出された。その添付書類には，敷地付近の地震について「福島県周辺は，会津付近をのぞいては，ほとんど顕著な地震被害を生じておらず，全国的に見ても地震活動性（サイスミシティ）の低い地域の一つであると云えよう」，「福島原子力発電所敷地付近は，福島県内においても地震活動性（サイスミシティ）の低い地域であると考えることができる」，「福島発電所敷地付近では，かつて震害を経験したことがないようである」と記載されている。
⑶昭和４３年頃の地震に関する知見（甲Ａ２・６４頁）地球表層の地震・火山活動や地質・地形変動の原因を説明する「プレートテクトニクス」という理論が，昭和４３年に欧米で一挙に成立し，数年以内に日本列島にも広く適用されるようになった。それによって，北海道ないし東北地方の東方沖の千島海溝ないし日本海溝から東北日本の下へ太平洋プレートが沈み込んでいて，北海道沖ないし三陸沖ないし茨城県沖でＭ７ないし８の大地震が繰り返し発生するという地震発生論が確立した。
⑷昭和５６年頃の地震に関する知見（甲Ａ２・６６，６７頁）原子力委員会は，昭和５３年９月，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（丙Ａ８１）を制定し，同年１０月に発足した原子力安全委員会が，昭和５６年７月，建築基準法の改正を取り入れて，改めて同指針を決定した（以下「旧指針」という。）。もっとも，それぞれの決定前に設置許可された原発に対して遡って適用するバックフィットといわれる法的仕組みはなかったが，一応は，既設原発が新たな指針に照らしても安全かどうかを確認する耐震バックチェックが原子力事業者に求められた。
⑸平成４ないし６年頃の地震に関する知見（甲Ａ２・６７頁）資源エネルギー庁公益事業部（当時）は，平成４年５月頃，電事連を通じて原発事業者に対し，耐震バックチェックを実施して結果を報告するように求めた。これに対し，被告東電は，平成６年３月頃，１ないし６号機のそれぞれについて「耐震性評価結果報告書」を提出した一方で，同月に許可された別件の設置変更許可申請の中で，旧指針に従って基準地震動を策定した。それらは，Ｓ₁－Ｄが最大加速度１８０Gal，Ｓ₂－Ｄが最大加速度２７０Gal，Ｓ₂－Ｎが最大加速度３７０Galになっていた。


⑹平成７年ないし平成１３年頃の地震に関する知見（甲Ａ１の１・本文編３８２頁，甲Ａ２・４６５頁）
耐震設計審査指針は，昭和５６年に改訂されてから長期にわたって見直しがされていない状況にあったが，原子力安全委員会は，平成７年１月１７日の阪神・淡路大震災（兵庫県南部地震）発生の２日後（１月１９日）に，「平成７年兵庫県南部地震を踏まえた原子力施設耐震安全検討会（以下「耐震安全検討会」という。）」を設置し，耐震設計審査指針の妥当性について検討を行い，同年９月に報告書を取りまとめた。そこでは，「原子力施設の耐震設計を規定する関連指針類について，兵庫県南部地震を踏まえても，その妥当性が損なわれるものではないことを確認した」との結論に至りながら，「原子力関係者は，これに安住することなく，耐震設計において常に最新の知見を反映するなど，原子力施設の耐震安全性に対する信頼性を一層向上させるため引き続き努力していくことが必要である」とされ，原子力関係者が取り組むべき調査，研究課題も列挙されていた。
その後，原子力安全委員会は，平成８年から平成１２年度までの５年間，財団法人原子力発電技術機構への委託調査等により原子力施設の耐震安全性に関する海外の基準類や文献の収集整理等を行ってきた。これらを踏まえ，原子力安全委員会は，平成１３年６月に原子力安全基準専門部会に，耐震関係の指針類への最新の知見の反映についての調査審議を行うよう指示を出すに至り，平成１３年７月に耐震指針検討分科会における審議が開始された。⑺「三陸沖から房総沖にかけての地震活動の長期評価について」（平成１４年７月）（以下「長期評価」という。丙Ａ３３）
平成７年に発生した阪神・淡路大震災を踏まえ，全国にわたる総合的な地震防災対策を推進するため，地震防災対策特別措置法が制定され，行政施策に直結すべき地震に関する調査研究の責任体制を明らかにし，これを政府として一元的に推進するため，同法に基づき総理府（当時）に政府の特別の機関として地震調査研究推進本部（以下「推進本部」という。）が設置された（甲Ａ１の１・本文編３９２頁）。
推進本部は，平成１４年７月３１日，長期評価を発表した。その内容は，後記３のとおりである。
⑻「日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に関する専門調査会報告」（平成１８年１月）（以下「日本海溝・千島海溝報告書」という。甲１の１・本文編３９３頁，丙Ａ３７）
中央防災会議は，平成１５年１０月，特に東北・北海道地方において発生する大規模海溝型地震対策を検討するため，「日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に関する専門調査会」（以下「日本海溝・千島海溝調査会」という。）を設置した。
日本海溝・千島海溝調査会は，平成１８年１月２５日，特に日本海溝・千島海溝周辺海溝型地震に着目し，防災対策の対象とすべき地震を選定した上で対象地震による揺れの強さや津波の高さを評価し，この評価結果を基に予防的な地震対策及び緊急的な応急対策などについて検討した上で，地震対策の基本的な事項についての日本海溝・千島海溝報告書を取りまとめた。同報告書では，防災対策の検討対象として，大きな地震が繰り返し発生しているものについては，近い将来発生する可能性が高いと考え対象とするが，大きな地震が発生しているが繰り返しが確認されていないものについては，発生間隔が長いものと考え近い将来に発生する可能性が低いものとして対象から除外することとしている。その結果として，海洋プレート内地震及び福島県沖・茨城県沖のプレート間地震については，防災対策の検討対象から除外されている。また，８６９年に発生した貞観地震，１６１１年に発生した慶長三陸地震，１６７７年に発生した延宝房総沖地震及び１９３３年に発生した昭和三陸地震については，留意が必要であるとはしているもの防災対策の検討対象とはしないこととしている。
⑼耐震設計審査指針の改訂（甲Ａ１の１・本文編３８４頁，甲Ａ２・７０頁）原子力安全委員会は，平成１８年９月１９日，新たな「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下，同日改訂された耐震設計審査指針を「平成１８年耐震設計審査指針」という。丙Ａ９６）を正式決定した。平成１８年耐震設計審査指針では，基準地震動（Ｓ₁とＳ₂をＳｓに一本化，検討用地震，地震動評価手法など），活断層の評価期間（過去５万年間から１２万ないし１３万年間へ），鉛直方向の地震動（上下動）の個別評価，耐震重要度分類（ＡクラスをＡｓクラスに統合してＳクラスとする），地震随伴事象（周辺斜面崩壊等，津波）の明記などが旧指針から改編された。
⑽保安院による平成１８年耐震バックチェックの指示，中間報告書の提出等
（甲Ａ２・７１頁）
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いての平成１８年耐震設計審査指針に照らした耐震安全性評価（以下「平成１８年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。さらに，保安院は，平成１９年７月１６日に発生した新潟県中越沖地震（Ｍ６．８）を受けて，可能な限り早期かつ確実に評価を完了できるよう，原子力事業者に実施計画の見直しを指示し，同年１２月２７日，中越沖地震の知見を平成１８年耐震バックチェックに反映するよう求めた。
これらに対し，被告東電は，平成１９年８月２０日に平成１８年耐震バックチェックの実施計画の見直し結果を報告し，平成２０年３月３１日に福島第一原発５号機及び福島第二原発４号機に係る平成１８年耐震バックチェック中間報告書を提出した。さらに，被告東電は，平成２１年４月３日に福島第二原発１ないし３号機に係る中間報告書を，同年６月１９日に福島第一原発１ないし４号機及び６号機に係る中間報告書を提出した。
保安院は，「総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会耐震・構造設計小委員会」の下に設置されている「地震・津波ワーキンググループ」及び「地震・地盤ワーキンググループ」による「合同ワーキンググループ」並びに「構造ワーキンググループ」に複数のサブグループを設置し，福島第一原発５号機及び福島第二原発４号機については「合同Ａサブグループ」及び「構造Ａサブグループ」において平成１８年バックチェック中間報告書の妥当性について検討を行った。その結果，平成２１年７月２１日，保安院としての福島第一原発５号機に係わる評価結果が取りまとめられた。
⑾被告東電の社内会議（甲Ａ２・７３頁）


被告東電は，平成２１年の社内会議において，「福島第一原発及び第二原発については平成１８年耐震バックチェック最終報告書が２０１２年７月（福島第一原発２号機），耐震強化工事の終了はそれ以降という工程である。この状況は平成１８年耐震設計審査指針への対応を速やかに行う観点において，国及び地元の許容範囲を超えている」という問題点が指摘され，耐震補強工事減少のための合理化や最終報告書提出時期の前倒しを検討していたが，十分な耐震バックチェックはできなかった。
⑿平成２３年頃の地震に関する知見（甲Ａ２・７４，７５頁）被告東電は，平成２３年２月２８日時点で，福島第一原発各号機において耐震補強工事を必要とし，あるいは耐震補強工事を必要とする可能性を有する設備等は多岐にわたっていることを認識していた。
３津波に関する知見
⑴津波に関する一般的知見（甲Ａ５６，１００ないし１０２，丙Ａ２６，２７，３３，９９，弁論の全趣旨）
津波
津波は，海域で発生するプレート間地震などによる海底の変動により発生する。すなわち，地震が発生すると，地震の震源域では，断層面を境にして地盤がずれることにより，海底が急激に隆起又は沈降すると，その上にある海水も同じだけ上下に移動するが，この海水を海水の重力により復元しようとする動きが津波となって周囲へも伝わる。
イ津波の大きさ
このように津波は，海底の隆起又は沈降により，その海域の海水が持ち上げられたり沈み込んだりすることによって発生するため，津波の高さは，海底の隆起・沈降の大きさによって決まる。そして，地震は，岩盤がずれ動くことで起こるが，このずれ動く長さ，すなわち「すべり量」が大きいほど，海底の隆起・沈降も大きくなりやすい。
したがって，この「すべり量」が大きければ津波も大きくなるという関係に立つ。
なお，津波が陸地の沿岸部に到達したときの波高は，地震の規模だけではなく，海底地形や海岸線の形に大きく影響を受ける。
ウ津波の高さ，浸水高及び遡上高
津波の高さ（津波高）とは，平均潮位（津波がない場合の潮位）から津波によって海面が上昇した高さの差のことをいう。
浸水高（痕跡高）とは，浸水の高さ，すなわち建物や設備に残された変色部や漂着物等の痕跡の基準面からの高さのことをいう。遡上高とは，津波が内陸へ駆け上がった結果，斜面や路面上に残された変色部や漂着物等の痕跡の基準面からの高さのことをいう。
エ津波地震
津波地震とは，断層が通常よりゆっくりとずれて，人が感じる揺れが小さくても，発生する津波の規模の大きくなるような地震のことをいう。なお，平成１４年に推進本部が公表した長期評価では，津波マグニチュードがマグニチュードと比べて０．５以上大きいか，津波による顕著な災害が記録されているにもかかわらず，顕著な震害が記録されていないものを津波地震として扱っている。
⑵福島第一原発設置許可時の津波想定（甲Ａ１の１・本文編３７３，３７４頁）昭和４１年から同４７年にかけて，被告東電の福島第一原発１号機から６号機まで順次設置許可申請がされた際，津波対策が必要な波高につき，昭和３５年チリ津波のときに小名浜港で観測された最高潮位である小名浜港工事基準面（Ｏ．Ｐ．）＋３．１２２ｍ及び最低潮位Ｏ．Ｐ．－１．９１８ｍとして設置許可がされ，敷地の最も海側の部分についてはＯ．Ｐ．＋４ｍの高さに整地されて，非常用海水ポンプはこの場所に設置された（福島第二原発１号機についても同様の考え方に基づきＯ．Ｐ．＋３．１２２ｍ，２号機における防波堤の設計波高はＯ．Ｐ．＋３．６９０ｍ，３号機及び４号機における防波堤の設計波高はＯ．Ｐ．＋３．７０５ｍとされていた。）。なお，これらの発電所の設置許可申請のされた昭和４０年代には，まだ津波波高を計算するシミュレーション技術は一般化していなかった。
⑶その後の津波の研究成果及び津波対策の進展（甲Ａ１の１・本文編３７４，３７５頁）
明治以来の津波対策は，主に津波から遠ざかる高地移転によって行われたが，１９６０（昭和３５）年のチリ津波は，前年の伊勢湾台風に続く海岸の大災害であったことから，急速な対策が求められ，各地で防潮構造物等の防災施設の建設が開始された。その結果，中規模津波であれば，防災構造物でほぼ完全に浸水を防止することができるようになり，昭和４３年に発生した十勝沖地震津波では，できたばかりの施設が功を奏し，被害は極めて少なかった。しかしながら，昭和５０年代に入ると，東海地震の危険が叫ばれるようになり，津波常襲地帯とみなされる場所（三陸地方）での津波対策の在り方を，発災前に前もって検討しようという動きが現れた。検討の中では，チリ津波以降に建設された防潮堤高さが本当に十分なものなのか，どのような津波を計画の対象とすべきなのかについても議論が行われ，建設省（当時）と水産庁が共同で調査研究を実施し，昭和５８年に「津波常襲地域総合防災対策指針（案）」が取りまとめられた。この指針（案）では，対象津波として，過去２００年程度の間の確実な資料が数多く得られる津波のうちの最大のものを選ぶとされた。また，防災施設の整備水準は対象津波のレベルに達しないこともあり得るため，防災構造物，防災地域計画，防災体制の３分野における対策を組み合わせ，対象津波に対処することとされた。
なお，電子計算機による津波数値計算（シミュレーション）は，１９７０年代以降，徐々に利用可能となっていった。
⑷「太平洋沿岸部地震津波防災計画手法調査報告書」（以下「４省庁報告書」という。甲Ａ１６，１７，丙Ａ３０の１・２）


被告国の４省庁（当時の農林水産省構造改善局，同省水産庁，運輸省港湾局，建設省河川局）は，平成９年３月，４省庁報告書を策定した。この報告書は，平成７年１月１７日に発生した阪神・淡路大震災を踏まえ，防災計画見直しの一環として改めて「総合的な津波防災対策計画を進めるための手法を検討することを目的として」策定されたものである。そこでは，「太平洋沿岸部を対象として，過去に発生した地震・津波の規模及び被害状況を踏まえ，想定しうる最大規模の地震を検討し，それにより発生する津波について，概略的な精度であるが津波数値解析を行い津波高の傾向や海岸保全施設との関係について概略的な把握を行っ」ているが，「既往津波や想定津波を対象として津波防災施設の整備を行う場合でも，想定を上回る津波が発生する可能性があることは否定できず，津波防災施設の整備に大きく依存した防災対策には限界がある」旨の記載がある（甲Ａ１６及び丙Ａ３０の１・「はじめに」）。また，既往津波について，「１６００年以降を対象として沿岸別の最大津波高を整理した結果，三陸沿岸では，過去３９５年間に高さ１０ｍ以上の大津波が３回来襲している他に，高さ５ｍ程度の津波は６回来襲しており，被害津波の来襲頻度が高い」とされている（甲Ａ１６及び丙Ａ３０の１・８頁）。⑸「地域防災計画における津波対策強化の手引き」（以下「７省庁手引」という。甲Ａ１５）
ア概要
平成５年７月に北海道南西沖地震が発生し，その際の地震津波によって奥尻島に壊滅的な被害がもたらされたことを契機に，被告国の関係省庁間（当時の国土庁，農林水産省構造改善局，同省水産庁，運輸省，気象庁，建設省，消防庁）で津波対策の再検討が行われるに至り，その成果として，平成９年，７省庁手引が作成され，これが公開された（甲Ａ１の１・本文編３７４，３７５頁，甲Ａ１５）。
そこでは，津波防災計画の基本目標の中で，対象津波の選定方法につき，「既往最大の津波を選定し，それを対象とすることを基本とするが，近年の地震観測研究結果等により津波を伴う地震の発生の可能性が指摘されているような沿岸地域については，別途想定し得る最大規模の地震津波を検討し，既往最大津波との比較検討を行った上で，常に安全側の発想から対象津波を設定することが望ましい。この時，必ずしも最大規模の地震から最大規模の津波が引き起こされるとは限らないことから，地震の発生位置や規模，震源の深さ，指向性，断層のずれ等を総合的に評価した上で対象津波の設定を行う必要がある。」としている（甲Ａ１の１・本文編３７５頁，甲Ａ１５・９頁）。
この７省庁手引は，同手引の別冊とされた「津波災害予測マニュアル」（甲Ａ１１３）とともに地方公共団体に提示され，各地での津波対策に活用されるようになっていた。
イ津波災害予測マニュアル（甲Ａ１１３）
「津波災害予測マニュアル」は，津波災害マニュアルに関する調査委員会（委員長東北大学工学部教授首藤伸夫（以下「首藤」という。））により作成されたものであるが，このマニュアルの中でも，「津波の数値計算には至る所で誤差が入り込み得るから，計算結果を利用するに当たっては，その利用目的毎に判断することが重要となってくる。」，「防潮堤などの構造物の設計であれば，必ず余裕高をつけ加えることで，大きな間違いの確率を下げることが出来る。ただし，余裕高をつけたとしても，完全に津波を防げるとは限らない。」，「人命を守る目的ならば，一応安全な津波高という結果を得ても，万一の事があり得るとして，現地の現象を良く見ながら対応する事を勧めるべきである。」と指摘されている（甲Ａ１１３・８５，８６頁）。⑹「原子力発電所の津波評価技術」（以下「津波評価技術」という。甲Ａ１の１・本文編３７５ないし３７７頁，丙Ａ３１の１ないし３）及びこれに基づく
被告東電の試算（丙Ａ３２）
ア津波評価部会
平成１１年に原子力施設の津波に対する安全性評価技術の体系化及び標準化について検討を行うことを目的として，社団法人土木学会（以下「土木学会」という。）原子力土木委員会に津波評価部会（主査岩手県立大学総合政策学部教授首藤）が設置された（甲Ａ１の１・本文編３７５，３７６頁）。
イ津波評価技術の概要
土木学会原子力土木委員会は，平成１４年２月，津波評価技術を刊行した。そこで示された設計津波水位の評価方法の骨子は，次のとおりである（甲Ａ１の１・本文編３７６，３７７頁）。
既往津波の再現
文献調査等に基づき，評価地点に最も大きな影響を及ぼしたと考えられる既往津波を評価対象として選定し，痕跡高の吟味を行うとともに，沿岸における痕跡高をよく説明できるように断層パラメータを設定し，既往津波の断層モデルを設定する。
想定津波による設計津波水位の検討
既往津波の痕跡高を最もよく説明する断層モデルを基に，津波をもたらす地震の発生位置や発生様式を踏まえたスケーリング則に基づき，想定するモーメントマグニュチュード（Mw）に応じた基準断層モデルを設定する（日本海溝沿い及び千島海溝（南部）沿いを含むプレート境界型地震の場合）。その上で，想定津波の波源の不確実性を設計津波水位に反映させるため，基準断層モデルの諸条件を合理的範囲内で変化させた数値計算を多数実施し（パラメータスタディ），その結果得られる想定津波群の波源の中から評価地点に最も影響を与える波源を選定する。このようにして得られた想定津波を設計想定津波として選定し，それに適切な潮位条件を足し合わせて設計津波水位を求める。
この津波水位の評価手法については，日本沿岸の代表的な痕跡高との比較・検討に基づき，全ての対象痕跡高を上回ることを確認することで，その妥当性を確認している。また，近地津波より遠地津波の方が影響が大きくなることが予想される場合には，遠地津波についても検討することとしていた。
津波評価技術に基づく被告東電の試算（２００２年推計）被告東電は，平成１４年３月，津波評価技術に従って「津波の検討－土木学会「原子力発電所の津波評価技術」に関わる検討－」を策定し，保安院に対し，福島第一原発の設計津波最高水位は，近地津波でＯ．Ｐ．＋５．４ないし＋５．７ｍ，遠地津波でＯ．Ｐ．＋５．４ないし＋５．５ｍであると報告した（以下「２００２年推計」という。）（丙Ａ３２）。
⑺長期評価（丙Ａ３３）


推進本部は，平成１４年７月３１日，長期評価を公表した。これは，日本海溝沿いのうち三陸沖から房総沖までの領域（別紙１２参照）を対象として，長期的な観点で地震発生の可能性，震源域の形態等について評価してとりまとめたものであり，この中で，「次の地震」として，以下のような予測を行っていた（甲Ａ１の１・本文編３９２頁）。
ア三陸沖北部から房総沖の海溝寄り（以下「日本海溝付近」という。）のプレート間大地震（津波地震）について（丙Ａ３３・５頁）Ｍ８クラスのプレート間大地震は，過去４００年間に３回発生していることから，この領域全体では約１３３年に１回の割合でこのような大地震が発生すると推定される。
今後３０年以内の発生確率は２０％程度，今後５０年以内の発生確率は３０％程度と推定される。
１８９６年（明治２９年）の明治三陸地震についてのモデルを参考にし，断層の長さが日本海溝に沿って２００㎞程度，幅が約５０㎞程度の地震が日本海溝付近の領域内のどこでも発生する可能性がある（丙Ａ３３・１０頁）。イ三陸沖南部海溝寄りについて（丙Ａ３３・６頁）１７９３年（寛政５年）及び１８９７年（明治３０年）に発生した地震の震源地と考えられており，これに従えばこの地域における地震の発生間隔は１０５年程度となる。
今後３０年以内の発生確率は７０ないし８０％程度，今後５０年以内の発生確率は９０％程度以上と推定される。
この領域の地震は，既に「宮城県沖地震の長期評価」で評価されているように，宮城県沖の地震と連動する可能性が指摘されている。
ウ福島県沖について（丙Ａ３３・７頁）
１９３８年（昭和１３年）の福島県東方沖地震のように，ほぼ同時期に複数回のＭ７．４程度の規模の地震発生が過去４００年に１回あったことから，この地域における同様の地震発生の間隔は４００年以上とされる。今後３０年以内の発生確率は７％程度以下，今後５０年以内の発生確率は１０％以下と推定される。
次に発生する地震の規模は，過去の事例からＭ７．４前後と推定され，複数の地震が続発することが想定される。
エ長期評価に基づく被告東電の試算（２００８年推計）被告東電は，平成２０年４月，長期評価に基づいて，１８９６年明治三陸地震の波源モデルを福島県沖の日本海溝寄りに設定して試算を行った。その設定された波源モデルに基づいて福島第一原発の各号機，敷地内においてどの程度の津波高さになるかという具体的な計算段階では，平成１４年２月の津波評価技術による計算手法（パラメータスタディ等）を用いて，津波高さを算出したところ，最大で，敷地南側Ｏ．Ｐ．＋１０ｍ地点においてＯ．Ｐ．＋１５．７ｍ，４号機原子炉建屋（Ｒ／Ｂ）中央付近でＯ．Ｐ．＋１２．６０４ｍ，４号機タービン建屋（Ｔ／Ｂ）中央付近でＯ．Ｐ．＋１２．０２６ｍの津波高さ（解析値）という結果が出た（以下「２００８年推計」という。）。
（甲Ａ１４１）
⑻溢水勉強会（丙Ａ４２ないし５２の３）
保安院と原子力安全基盤機構は，原子力発電所の安全規制に関する情報等を収集，評価し，必要な安全規制上の対応を行う目的で安全情報検討会を定期的に開催していたが，外部溢水及び内部溢水を問わず溢水問題を検討するため，平成１８年１月，溢水勉強会を立ち上げ，調査検討を開始した。この溢水勉強会は，保安院と原子力安全基盤機構で構成し，電気事業者，原子力技術協会及びメーカーは，オブザーバーで参加するというものであった。溢水勉強会は，平成１９年４月，「溢水勉強会の調査結果について」と題する報告書（甲Ａ４２）をまとめた。
溢水勉強会は，津波対策に係る勉強を進めていたが，検討の過程で，原子力安全委員会が示している耐震設計審査指針が改訂され（平成１８年耐震設計審査指針），同指針において，地震随伴事象として津波評価を行うものとされたことから，外部溢水に係る津波の対応は耐震バックチェックに委ねることとし，以後，内部溢水に関する調査，検討を行うこととなった。ただし，溢水勉強会では，引き続き津波ＰＳＡについて，適宜，検討を進めていくこととなった。
４放射線に関する基本的な知見（甲Ｂ１，丙Ａ１，丙Ｂ１，弁論の全趣旨）
⑴放射線の種類と性質
ア原子核の崩壊や核分裂反応のときに放出される粒子や電磁波のことを放射線という。放射線を発生する能力のことを放射能といい，放射能を有する物質のことを放射性物質という。放射線には，以下のとおり，アルファ線，ベータ線，ガンマ線，中性子線等がある。
アルファ線は，陽子２個と中性子２個とが結びついた「アルファ粒子」の流れであり，プラスの電気を帯びている。
ベータ線は，原子核から高速で飛び出す電子の流れであり，マイナスの電気を帯びている。
ガンマ線は，原子核からアルファ粒子やベータ粒子が飛び出した直後などに，余ったエネルギーが電磁波（光子）の形で放出されるもので，光子の流れである。ガンマ線は電気を帯びていないため，強い透過力（物質を通り抜ける力）がある。
エックス線は，原子核外で発生する電磁波である。エックス線は電気を帯びていないため，強い透過力がある。
中性子線は，核分裂等に伴い放出される中性子の流れであって，電気的に中性である。
イ上記のとおり，放射線には複数の種類があるところ，透過力に差がある。アルファ線は，物質の中を通る際の電離作用（原子が持つ軌道電子をはじき出すこと）によって周囲にエネルギーを与えるなどして急速にエネルギーを失うため，透過力は極めて小さく，紙によって遮ることができる。ベータ線は，アルファ線より透過力が大きく，空気中でも数十cmないし数cm程度進むことができ，数   mmないし１cm程度の厚さのアルミニウムやプラスチックの板で遮ることができる。
ガンマ線及びエックス線は，物質の中を通る際に，物質の電磁と作用して吸収されたり拡散されたりするものの，アルファ線やベータ線と異なり電気を帯びていないため，強い透過力があるが，鉛や厚い鉄の板によって遮ることができる。
中性子線は，電荷を持たないため，物質の軌道電子と相互作用することなく，透過力が強いが，物質の中の原子核と衝突を繰り返してエネルギーを失っていくため，水やコンクリートによって遮ることができる。
⑵放射線の量を表す単位


放射線に関する単位としては，以下のとおり，ベクレル（Bq），グレイ（Gy），シーベルト（Sv）等がある。
ベクレル（Bq）は，放射能の強さを表す単位であり，１秒間に１個の原子核が崩壊することを１Bqと数える。
グレイ（Gy）は，放射線のエネルギーがどれだけ物質（人体を含む全ての物質）に吸収されたかを表す単位（吸収線量の単位）であり，１Kg当たり１ジュール（J）のエネルギー吸収があったときの線量を１Gyとする。シーベルト（Sv）は，放射線の生物学的影響を示す単位（等価線量や実行線量の単位）であり，１Gyのガンマ線によって人体の組織に生じるのと同じ生物学的影響を組織に与える放射線の量を１Sv（＝１０００ｍSv）とする。等価線量とは，放射線の種類ごとに影響の大きさに応じた重み付けをした線量のことをいい，実効線量とは，放射線防護における被ばく管理のために考案されたものであり，等価線量に対して，臓器や組織ごとの感受性の違いによる重み付けをして，それらを合計することで全身への影響を表す。具体的には，各組織の臓器の吸収線量に，放射線の種類を考慮するための放射線加重係数を乗じて，等価線量を導き出し，等価線量に組織や臓器ごとの放射線感受性により重み付けするための組織加重係数を乗じて足し合わせたものが実効線量であり，組織加重係数の合計は１になるように決められており，実効線量は全身の臓器や組織の等価線量について，重み付け平均をとったものと評価することができる。
⑶外部被ばくと内部被ばく
外部被ばくとは，体外にある放射性物質や放射線発生装置から発生した放射線による被ばくや体表面に付着した放射性物質による被ばくのことをいう。体外にある放射性核種や放射線発生装置から発生した放射線によって被ばくする外部被ばくの場合，体表に当たった放射線は体内に進んでいくに従ってエネルギーを減らしていくため，一般に，体表の被ばく線量の方が体の中心部の被ばく線量よりも大きくなる。この被ばく線量の差は放射線の種類により大きく異なり，透過力の高いエックス線やガンマ線ではその差は小さいが，透過力の低いベータ線やアルファ線ではその差は大きくなる。
内部被ばくとは，体内に取り込んだ放射性物質から放出される放射線による被ばくのことをいう。内部被ばくの経路には，吸入，経口，皮膚からの３種類の経路がある。吸入摂取とは，ラドンやヨウ素のような気体状の放射性物質や放射性の微粒子を呼吸によって吸い込む場合であり，経口摂取とは，放射性物質を含有又は付着した食物を飲食することによる場合であり，皮膚からの取込みは，脂溶性で皮膚からの吸収が大きい放射性化合物に限られ，実際上で最も注意すべきは，創傷部位からの取込みとされている。
⑷日常生活と放射線
放射線や放射性物質は，人間が原子力の利用を開始したことによって生まれたものではなく，人間は自然界に存在する放射線を受けながら生活している。地殻を構成している岩石や土砂等の中には，ウラン系列，トリウム系列，カリウム等の放射性物質が含まれており，これらは放射線を出している。また，ウラン系列，トリウム系列から生じたラドンは気体状の放射性物質であり，空気中に混じっており，呼吸することによって体内に取り込まれ，体の内部で放射線を出す。さらに，宇宙線と呼ばれる宇宙からの放射線も存在している。世界全体でみると，１人当たり平均して年間約２．４ｍSvの放射線を自然界から受けており，そのうち，宇宙線として飛来してくるものが０．３９ｍSv，土壌から放出されるものが０．４８ｍSv，日常摂取する食物を通じて体内で照射されるものが０．２９ｍSv，空気中のラドン等の吸入によるものが１．２６ｍSvである。また，地質等によりその場所ごとの自然放射性核種濃度が異なるため，自然界からの放射線量は場所によりその大きさが異なる。
第７我が国のシビアアクシデント対策
１シビアアクシデント対策の意義等（甲Ａ１の１・本文編４０７ないし４１０頁）
⑴シビアアクシデント（過酷事故，ＳＡ）
原子炉施設には，起こり得ると思われる異常や事故に対して，設計上何段階もの対策が講じられている。この設計上の妥当性を評価するために，いくつかの「設計基準事象」という事象の発生を想定して安全評価を行う。この設計基準事象は，実際に起こり得る様々な異常や事故について，放射性物質の潜在的危険性や発生頻度などを考慮し，大きな影響が発生するような代表的事象であり，さらに，評価上はこの設計基準事象に対処する機器につき敢えて故障を想定するなどの厳しい評価を行っている（このような評価手法は，評価に当たって想定した事象の起こりやすさにかかわらず，その事象の発生を想定して安全評価を行うことから，決定論的安全評価といわれる。）。シビアアクシデントとは，このような安全評価において想定している設計基準事象を大幅に超える事象であって，炉心が重大な損傷を受ける事象のことをいう。
⑵シビアアクシデント対策（アクシデントマネジメント）シビアアクシデント対策（アクシデントマネジメント）とは，シビアアクシデントに至るおそれのある事態が万一発生したとしても，①現在の設計に含まれる安全余裕や本来の機能以外にも期待し得る機能，若しくはその事態に備えて新規に設置した機器を有効に活用することによって，その事態がシビアアクシデントに拡大するのを防止するため（フェーズⅠ），又は②シビアアクシデントに拡大した場合にその影響を緩和するため（フェーズⅡ）に採られる措置（手順書の整備並びに実施体制や教育，訓練等の整備を含む。）のことをいう。具体的には，①に該当するものとしては，炉心冷却等の安全機能を回復させる操作から構成され，例えば，非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）の手動起動や原子炉スクラム失敗事象に対するホウ酸水注入系の起動などであり，②に該当するものとしては，フィルター付き格納容器ベント設備や格納容器内注水設備等である。
シビアアクシデント対策の対象として取り上げられるものの一つに全交流電源喪失事象（ＳＢＯ）がある。全交流電源喪失事象（ＳＢＯ）とは，全ての外部交流電源及び所内非常用交流電源からの電力の供給が喪失した状態をいう。
⑶確率論的安全評価（ＰＳＡ）
確率論的安全評価とは，原子炉施設の異常や事故の発端となる事象（起因事象）の発生頻度，発生した事象の及ぼす影響を緩和する安全機能の喪失確率及び発生した事象の進展・影響の度合いを定量的に分析することにより，原子炉施設の安全性を総合的，定量的に評価する手法である。シビアアクシデントのように，発生確率が極めて小さく，事象の進展の可能性が広範・多岐にわたるような事象に関する検討を行う上で，確率論的安全評価は有用とされる。
⑷起因事象


原子力発電所での事故による影響が発生する可能性のある原因事象としては，機器のランダムな故障や運転・保守要員の人的ミス等の内部事象，地震，津波，洪水，火災，火山や航空機落下等の外部事象，産業破壊活動等の意図的な人為事象がある。
２シビアアクシデントに関する知見の進展
⑴我が国における検討状況（甲Ａ１の１・本文編４１６，４１７頁）原子力安全委員会は，昭和６１年４月のチェルノブイリ原子力発電所事故を受けて，ソ連原子力発電所事故調査特別委員会を設置し，シビアアクシデント対策の検討を開始し，昭和６２年７月に原子炉安全基準部会に共通問題懇談会を設置してＳＡ対策について検討し，平成２年２月に中間報告書を取りまとめ，平成４年３月に報告書を取りまとめた。
⑵諸外国の状況（甲Ａ１の１・本文編４１４ないし４１６頁）米国，フランス，ドイツなどの海外では，昭和５４年のスリーマイルアイランド原子力発電所事故を受けるなどして，確率論的安全評価やシビアアクシデント対策が早期に進められており，１９８０年代から１９９０年代にかけて，外部事象をも考慮した必要な改善が規制当局より求められており，フィルター付きベントの整備や全交流電源喪失規制が設けられるなどの対策が順次進んでいた。
⑶国際原子力機関の検討状況及び深層防護（多重防護）（甲Ａ１の２・本文編２９７ないし３０２頁，丙Ａ２２４）
国際原子力機関（ＩＡＥＡ）は，平成８年，報告書を公表し，シビアアクシデント対策強化のため，５層までの深層防護を行う必要性を示し，その後の平成１２年の原子力安全基準（ＮＳ－Ｒ－１）でも同様の考え方を示している。深層防護（多重防護）とは，原子炉は異なる防護層を重層的に用意することで安全を確保しており，これらの防護層は，互いに独立し，ある層が突破されても次の層で事故を防ぐことができるように意図されるべきであるという考え方のことをいう。
国際原子力機関が策定した原子力安全基準（ＮＳ－Ｒ－１）は，多重防護の各層を以下のとおりとしている。
第１層異常運転及び故障の防止
第２層異常運転の制御及び故障の検出
第３層設計基準内への事故の制御
第４層事故の進展防止及びシビアアクシデントの影響緩和
第５層放射性物質の放出による放射線影響の緩和
我が国においては，第１層から第３層まで及び第５層を規制しており，第４層のシビアアクシデント対策については，飽くまでも事業者の自主対応による「知識ベース」の対策とされた。
３我が国におけるシビアアクシデント対策の導入
⑴「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて（決定）」（丙Ａ５８）
原子力安全委員会は，平成４年５月２８日，「発
電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて（決定）」を決定した（甲Ａ１の１・本文編４１７頁，丙Ａ５８）。
同決定において，シビアアクシデント対策は，原子炉設置者がその知見を駆使して臨機にかつ柔軟に行うことが望まれるものであるとされ，関係機関及び原子炉設置者等はシビアアクシデントに関する研究を今後とも継続的に進めることが必要とし，事業者の自主的なシビアアクシデント対策を強く奨励するとともに，具体的方策及び施策について行政庁から報告を受けることとされた。また，同決定は，行政庁に対しても，アクシデントマネジメントの推進，整備等に関する行政庁の役割を明確にするとともに，その具体的な検討を継続して進めることが必要であるとした。
⑵「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」（丙Ａ６０）通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，上記⑴の決定を踏まえ，平成４年７月，「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」を取りまとめ，同月２８日付けの「原子力発電所内におけるアクシデントマネジメントの整備について」と題する資源エネルギー庁公益事業部長名の行政指導文書を発出し，事業者に対し，原子炉施設ごとに確率論的安全評価を実施し，アクシデントマネジメントの整備について，検討，報告を求めた（丙Ａ１の１・４１７頁，丙Ａ６０，６１）。
「アクシデントマネジメントの今後の進め方について」においては，原子炉の設置又は運転などを制約するような規制的措置を要求するものではないとしつつも，実施されるアクシデントマネジメントの技術的有効性については，設計基準事象への対応に与える影響を含めて通商産業省による確認，評価等を行うこととされた。なお，安全規制上の位置付けは，現状の知見に基づくものであり，今後のシビアアクシデント研究の成果により適宜適切に対応していくものとされた。（丙Ａ６０）
⑶「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備について
検討報告書」（丙Ａ６２）
通商産業省（当時）は，平成６年１０月，電気事業者から提出されたアクシデントマネジメント検討報告書の技術的妥当性を検討し，検討結果を「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備について検討報告書」に取りまとめ，原子力安全委員会に報告した。
通商産業省資源エネルギー庁（当時）は，同報告書の中で，被告東電を含む電気事業者に対し，概ね平成１２年を目途にアクシデントマネジメントの整備を促し，また，原子力安全委員会は，通商産業省（当時）からの同報告書を受け，同委員会が設置した原子炉安全総合検討会及びアクシデントマネジメント検討小委員会において順次検討を行い，これを踏まえて平成７年１２月，同報告書の内容を了承した。
（甲Ａ１の１・本文編４２１，４２２頁，丙Ａ６２）
なお，平成４年当時，我が国において確率論的安全評価の手法が確立されつつあったのは運転時の内的事象ＰＳＡのみであったことから，電力事業者が行った確率論的安全評価は，内的事象を対象としたものであった（甲Ａ１の１・本文編４１９，４２０頁）。
⑷「アクシデントマネジメント整備上の基本要件について」（丙Ａ６４）保安院は，アクシデントマネジメント整備上の基本要件について検討を行い，平成１４年４月，①アクシデントマネジメントの実施体制，②アクシデントマネジメント整備に係る施設，設備類，③アクシデントマネジメントに係る知識ベース，④アクシデントマネジメントに係る通報連絡，⑤アクシデントマネジメントに係る要員の教育等の基本要件を「アクシデントマネジメント整備上の基本要件について」に取りまとめた（甲Ａ１の１・本文編４２４頁，丙Ａ６４）。４定期安全レビュー（ＰＳＲ）の創設（甲Ａ１の１・本文編４２３頁）通商産業省（当時）は，平成４年６月２２日，定期安全レビューの実施を事業者に対して，行政指導として要請した。


定期安全レビューは，年１回の原子炉の定期検査に加え，原子力発電所の安全性・信頼性のより一層の向上を目的に，１０年を超えない期間ごとに，①運転経験の包括的評価，②最新の技術的知見の反映，③確率論的安全評価（ＰＳＡ）の実施とアクシデントマネジメントの評価を事業者が実施するものである。５被告東電によるシビアアクシデント対策及び保安院の対応
⑴被告東電によるシビアアクシデント対策
被告東電は，平成６年から平成１４年にかけて福島第一原発についてアクシデントマネジメントの整備を行い，その整備状況と代表炉についての確率論的安全評価（ＰＳＡ）の結果を取りまとめ，平成１４年５月２９日，原子力発電所における「アクシデントマネジメント整備報告書」及び「アクシデントマネジメント整備有効性評価報告書」を保安院に提出した（甲Ａ１の１・本文編４３１頁，丙Ａ６５）。
⑵⑴を受けた保安院の対応
保安院は，被告東電から提出された上記の両報告書や他の電力事業者の報告書を受け，総合的見地から評価し，平成１４年１０月，「軽水型原子力発電所におけるアクシデントマネジメントの整備結果について評価報告書」を取りまとめ（丙Ａ６６），原子力安全委員会へ報告した。
同報告書においては，事業者が整備したアクシデントマネジメント策について，既存の安全機能への影響の有無，アクシデントマネジメント整備の基本要件の充足の有無，アクシデントマネジメント整備有効性評価の確認についてそれぞれ評価を行い，今回整備されたアクシデントマネジメントは，原子炉施設の安全性を更に向上させるという観点から有効であることを定量的に確認した（丙Ａ６６・７ないし１４頁）。
⑶⑵以降の被告東電及び保安院の対応
被告東電は，平成１４年５月の保安院による「アクシデントマネジメント整備有効性評価報告書」で評価した代表炉以外の確率論的安全評価の実施の指示を受けて，代表炉以外の確率論的安全評価を実施し，平成１６年３月２６日，「アクシデントマネジメント整備後確率論的安全評価報告書」を保安院に提出した（丙Ａ６７）。
保安院は，同報告書の提出を受け，財団法人原子力発電技術機構原子力安全解析所（当時，後の原子力安全基盤機構解析評価部）に委託するなどして，事業者とは独立してアクシデントマネジメントの有効性を確認し，平成１６年１０月，「軽水型原子力発電所における『アクシデントマネジメント整備後確率論的安全評価』に関する評価報告書」を取りまとめ，これを公表した（丙Ａ６８）。
第８本件事故後の関連法令等の変更
１新炉規法
⑴目的
目的（１条）につき，旧炉規法の「これらによる災害を防止し」を，新炉規法では「原子力施設において重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質，核燃料物質及び原子炉による災害を防止し」とした。
⑵規制組織
規制組織としては，保安院と原子力安全委員会が廃止され，安全規制行政を一元的に担う新たな組織として，平成２４年９月１９日に原子力規制委員会が発足した。そこで，新炉規法では，規制行政の責任機関が原子力規制委員会に一元化された（３条，４条，１０条，１３条等，原子力規制委員会設置法１条，２条，４条，附則１条）。
⑶シビアアクシデント対策の追加
発電用原子炉設置許可の申請に際して，「発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項」を記載しなければならないことが追加された（４３条の３の５第２項１０号）。
⑷設置許可の基準
発電用原子炉設置許可の基準として，申請者に「重大事故（発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の原子力規制委員会規則で定める重大な事故をいう。中略）の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力その他の発電用原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること。」及び「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。」が追加された（４３条の３の６第１項３号及び４号）。
２省令６２号の改正
経済産業大臣は，平成２３年１０月７日，省令６２号を改正し，５条の２（津波による損傷の防止）を追加した。５条の２第１項において「原子炉施設並びに一次冷却材又は二次冷却材により駆動される蒸気タービン及びその附属設備が，想定される津波により原子炉の安全性を損なわないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない」と規定し，５条の２第２項において「津波によって交流電源を供給する全ての設備，海水を使用して原子炉施設を冷却する全ての設備及び使用済燃料貯蔵槽を冷却する全ての設備の機能が喪失した場合においても直ちにその機能を復旧できるよう，その機能を代替する設備の確保その他の適切な措置を講じなければならない。」と規定した（甲Ｂ１１６，丙Ａ８９）。
３技術基準規則の制定
原子力規制委員会は，新炉規法４３条の３の１４第１項に基づき，技術基準規則（平成２５年原子力規制委員会規則第６号）を制定し，同規則は平成２５年７月８日に施行された。技術基準規則は，従前の省令６２号において定められていた規制内容を基にし，引き継いでいるものの，これに加えて，本件事故を踏まえ，地震・津波対策についての見直しを行い，また，シビアアクシデント対策に関し，炉心損傷防止対策，格納容器損傷防止対策等を定めている。⑴規則制定による全交流電源喪失に対する対策強化技術基準規則１６条は，全交流動力電源喪失対策設備に関して，「発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されるまでの間，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備が動作するとともに，原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作することができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備を施設しなければならない。」と定める。また，「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年原子力規制委員会規則５号。以下「設置許可基準規則」という。丙Ａ９８）５７条及び技術基準規則７２条は，本件事故前には事業者の自主対応に委ねられていた全交流電源喪失に対するシビアアクシデント対策を法規制化した。
⑵津波による損傷の防止の規定


技術基準規則６条は「設置基準対象施設が，基準津波（設置許可基準規則５条に規定する基準津波をいう。以下同じ。）によりその安全性を損なわれるおそれがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じなければならない」と規定している。
ここで引用されている設置許可基準規則５条においては，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のある津波に対してその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旨規定した上で，同条の「解釈」においては，基準津波について，最新の科学的・技術的知見を踏まえて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とし，設計基準津波の策定方法，策定の際に考慮されるべき事項，基準津波に対する設計基準対象施設（発電用原子炉）の設計方法について詳細に解説されている。
第３部争点及び当事者の主張
第１被告国の責任
１本件設置等許可処分の違法性
（原告らの主張の要旨）
⑴内閣総理大臣は，福島第一原発１号機については昭和４１年１２月に，２号機については昭和４３年３月に，３号機については昭和４５年１月に，４号機については昭和４７年１月に，当時の炉規法（昭和４０年法律７８号による改正後，昭和５３年法律第８６号による改正前のもの）に基づいて，本件設置等許可処分を行った。そして，炉規法２４条１項４号によれば，内閣総理大臣は，「原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質（使用済燃料を含む。以下同じ。），核燃料物質によって汚染された物（原子核分裂生成物を含む。以下同じ。）又は原子炉による災害の防止上支障がないものであること。」という要件に適合していなければ設置許可処分をしてはならないとされていた。⑵本件設置等許可処分の「安全審査の対象」は「安全性に関わる事項」であるから，自然現象や全電源喪失事象なども考慮すべきであったことア原子炉施設で万一事故が発生した場合には，人の生命・身体や環境に与える影響は他の施設とは質，量ともに異なっており，人類全体に対する大きな脅威とさえなり得る。このため原子炉施設では安全確保が第一とされ，原子炉施設以外の施設では，事業者が設計・建設・運転の各段階で安全確保の責任を負う。我が国の安全規制では，①原子炉の設置許可にかかる安全審査の段階（前段規制），②設置許可後の後続処分（設計工事方法認可・使用前検査・定期検査）段階（後段規制）に大別され，①においてのみ，炉規法に従って，行政庁である内閣総理大臣（当時）が通商産業省（当時）の安全審査結果を受けて原子力委員会（当時）に諮問し，原子力委員会（当時）はそれを受けて審査し答申することになっており，②以下については，電気事業法に従って，通商産業省が審査し認可することとされていた。このように，原子炉設置許可処分の段階（前段規制）と，許可後の後続処分（後段規制）とでは，処分の重みが大きく異なっている。「安全に関わる事項」を審査する，極めて重要な原子炉設置許可処分の段階（前段規制）で，「設計工事方法認可・使用前検査という後続処分の段階（後段規制）で事故防止対策が適切に完全に施される」ことを仮定し，かつ，事故シークエンスを解析（シミュレーション）する時点において，「起因事象を原子炉施設内にある『内部事象』に限定して自然現象などの『外部事象』を排除し，かつ故障を機器の単一故障指針に基づくもののみに限定し，かつ外部電源喪失は短時間のみ考慮すれば足りるとした安全審査は，安全性に関わる事項を審査したことにはならず，原子力委員会（当時）の判断に依拠した内閣総理大臣（当時）の本件設置等許可処分は違法である。
イ安全審査で考慮されたのは単一故障のみであり，共通原因故障ではないこと原子力安全委員会・軽水炉安全性調査専門委員会が調査検討したところによれば，「共通原因故障」とは，単一の要因によって，複数の機器又はシステムが同時に故障することをいうとされている。「単一の要因」には，設計，製作・工事，運転・保守の各段階で機器の故障原因となるエラーばかりではなく，そのエラーを露呈させる又は結果的に「機能喪失」という故障状態とさせる外部事象（火災，浸水，地震，外部電源喪失など）をも含んでいる。そして，原子炉停止系や冷却系はいずれも工学的安全設備であり，安全設計指針においては，冗長性を確保するという理念のもとに，「多重性」，「多様性」及び「独立性」を要求している。しかし，本件においては，地震や津波などの要因によって同時に故障することを考慮していなかった。ウ安全審査では共通原因故障をもたらす外的要因（自然現象）を考慮してい
ないこと
我が国の「軽水炉についての安全設計に関する審査指針について」（昭和４５年安全設計審査指針）（丙Ａ９）においても，敷地の自然条件に対する設計上の考慮において安全上重要かつ必須の系及び機器は，その敷地及び周辺地域において，過去の記録を参照して予測される自然条件のうち最も過酷と思われる自然力と事故荷重を加えた力に対し，当該設備の機能が保持できるような設計であることとされている。しかし，単一故障指針を設けることによって，「事故条件と自然現象との適切な組み合わせ」を考えることをやめてしまった。被告国は，安全審査において，外部電源からの引き込み回線を２回線としたり，非常用ディーゼル発電機を複数設置したりする「多重性・多様性・独立性を図る」ことを仮定又は前提として事故解析を行って安全だという結論を得た。ところが，その後の設計・建設段階において，全電源をハブとして中継している配電盤や複数の非常用ディーゼル発電機を地下に設置するという，多重性，多様性及び独立性の考え方に反する設計・建設を行った。以上より，設置許可段階において，明確に自然現象の影響を審査し，その後の設計・建設に当たって設備などを具体的に指示していれば，安全性を確保することができた。国会事故調においても，「安全設計審査指針類は，その内容が不適正であり，今まで十分に原子炉の安全が確保されてこなかったことが明らかになった」と結論付けており，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する安全審査では，安全性を検討するために想定する『事故』を，原因が原子炉施設内にある，いわゆる内部事象，かつ，機器の単一故障によるものと仮定している。本事故のような複合災害による多重故障が想定されていない。」と指摘されている。これは，設置許可の安全審査段階において，単一故障のみならず，共通原因故障を考慮しておかなかった安全設計審査指針が誤っていたことを示すものである。
エ全電源喪失事故の検討が欠落していること


我が国では，外部電源系の安全機能重要度と耐震設計重要度は低くてよいとされ，電源喪失時でも非常冷却系は適切に作動するとされていた。また，原子炉安全専門審査会報告には「安全上重要な機器の操作に必要な電力は，ディーゼル発電機及び所内バッテリー系からも供給される」と記載されており，バッテリー系機器の継続可能時間は短く，ディーゼル発電機は複数のうち，どれかが作動すると仮定され，かつ，外部電源の復旧が短時間で行われるという，非常に甘い前提で事故シークエンスが考えられていた。また，国会事故調には，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針においては，長時間にわたる全交流動力電源喪失を考慮する必要がないものとされ，非常用交流電源設備の信頼度が十分に高ければ，設計上全交流動力電源喪失は想定しなくて良いものとされた」と指摘されており，安全設計審査指針自体の欠陥を指摘した。
オ原子力発電所敷地及び周辺環境は「原発立地」としては不適格であること福島第一原発が建設される前の地形は，標高約３５ｍのほぼ平坦な丘陵地帯で東が急峻な断崖となって太平洋に面していた。原子炉建屋等の主要建物は直接堅固な岩盤に設置されるべきものとされているが，福島第一原発の敷地内の泥岩層は，標高４ｍ付近にある。そして，岩盤の性質は比較的脆弱であるにもかかわらず，十分な耐力を有するとされているのであり，判断の妥当性に疑義がある。また，福島第一原発は，渓流や沼沢がある標高約３５ｍの土地を標高１０ｍまで切り下げて整地し，原子炉建屋などが建設される場所については，標高－４ｍの岩盤が露出するレベルまで掘り下げ，ベタ基礎のような形状の人工岩盤のコンクリートを打設し，原子炉建屋の底部を半ば岩盤に埋め込んで一体化させて建設された。さらに，軟弱地盤で地下水量の多い土地に原子力施設を建てるということ自体に大きな問題があったといえる。このことは，地震などによって原子炉建屋等に生じた亀裂から地下水が原子炉建屋等に毎日約４００トンの地下水が入り込んで，溶融燃料を冷却した水と混ざって高濃度汚染水が増え続けるという事態を招いていることからも明らかである。以上より，福島第一原発の敷地は，原子炉設置の敷地として不適格であった。
カ耐震設計審査は不十分であること
国会事故調は「１ないし３号機の設置許可申請がなされた昭和４０年代前半は地震科学が未熟であり，敷地周辺の地震活動性は低いと考えられた」としたものの，「クラスＡｓおよびＡの設計は，基盤における最大加速度０．１８ｇ（ｇは重力加速度で９８０Gal）の地震動に対して安全であるように設計される」，「クラスＡｓの施設については，上記の０．１８ｇの１．５倍の加速度の地震動に対して，機能がそこなわれないことを確かめるとして，２６５Galを決めたが，敦賀原子力発電所が昭和２３年の福井地震（マグニチュード７．１）を考慮して最大加速度３６８Galの機能保持検討用地震動としたことに比べると，相当低い」，「当時としてはやむをえない面があったとはいえ，これらの想定は著しく甘いもので，当初の耐震設計は明らかに不十分だった」と強く批判している。このことから，耐震設計審査も不十分であったといえる。
キ昭和３９年原子炉立地審査指針に基づく審査の誤り昭和３９年原子炉立地審査指針によれば，立地条件の適否を判断する際には，基本目標を達成するため，少なくとも，①原子炉の周辺は，原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であること，②原子炉からある距離の範囲内であって，非居住区域の外側の地帯は，低人口地帯であること，③原子炉施設は人口密集地帯からある距離だけ離れていること，という３条件を充足していることを確認しなければならないとされた。また，重大事故と仮想事故については，いくつかの事故を想定し，その解析の結果，非居住区域及び低人口地帯に放出されるそれらの事故時の放射線量が，以下の目安線量を超えないならば，立地条件を満たすと判断されることになっていた。重大事故   甲状腺（小児）に対して      １．５Sv全身に対して                ０．２５Sv仮想事故   甲状腺（成人）に対して      ３Sv全身に対して                ０．２５Sv本件の安全審査では，仮想事故においても「炉心の１００％溶融」とされているにもかかわらず，格納容器（ドライウェル）に放出されるのは「炉心に内蔵されている核分裂生成物中のヨウ素の５０％，希ガスの１００％」のみを仮定し，セシウムやストロンチウム，プルトニウムなどについては全く考慮されておらず，格納容器からは許容される漏洩率で隙間から漏れるだけであって格納容器が破壊されることは仮定していない。このように，放出量を少なくする仮定をおいた結果，敷地外において線量が最大となる原子炉から約１kmにおける線量は，目安線量よりも十分に小さいとされた。国会事故調では，「立地審査指針では，重大事故の発生を想定して原子炉周辺のある範囲を非居住区域とするとともに，仮想事故を想定した上で，非居住区域を越えたある範囲を低人口地帯とすることが要求されている。しかし，非居住区域や低人口地帯の設定の前提となる放射性物質の放出量は，これらの区域・地帯が原子炉施設の敷地内に収まるように逆算されていた疑いがある」と指摘し，安全審査自体を強く批判している。また，立地審査指針で想定した事故は，格納容器の封じ込め機能は維持されていることを前提に設計上許容される漏洩率で隙間から漏れるという相当軽いものを想定した計算をしていた。以上より，立地審査指針の規定及び適用には誤りがあったといえる。
⑶公衆損害額に関する試算が行われたこと
科学技術庁（当時）は，原子力災害評価についての基礎調査を行い，原子力災害補償確立のための参考資料とするために原子力産業会議に調査を委託し，原子力産業会議は，アメリカ原子力委員会の解析方法を参考にして試算を行った。放出される放射性物質の種類・量・気象条件などを変えて試算した結果，最大となる人的損害は数百名の死者，数千人の障害，１００万人程度の要観察者であり，最大となる物質損害は，農業制限地域が幅２０ないし３０km，長さ１０００kmにも及ぶものであり，損害額は１兆円以上と試算された。このように原子力災害による損害は莫大であり，許可権者である内閣総理大臣は，この試算を認識し得る立場にあり，原発事故が起きることの予見可能性は十分にあった。
⑷我が国の原子力損害賠償制度の成立


我が国では，昭和３６年，原賠法が定められ，同時に，政府と事業者との間の補償契約を定めた原子力損害賠償補償契約に関する法律が制定された。ここでは，原子力事業者の責任集中，無限責任が定められた。もっとも，原子力事業者が賠償すべき額が事業者の講じる賠償措置額を超えたときは，国は，事業者保護と被害者保護のために必要があると認める場合，事業者に対し，事業者が損害賠償を行うために必要な援助を行うものとされた。⑸以上より，原子力災害が甚大かつ永続的であることは，本件設置等許可処分当時においても，核開発の歴史から明らかであり，原子力発電所を設置，稼働させれば，原子力事故が起こる可能性があることは，原子力の研究開発に携わっていた者であれば分かっており，このことから，公衆損害の試算が行われ，原賠法が制定されたのである。そして，内閣総理大臣は，科学技術庁に公衆損害の試算を行わせ，原賠法を成立させ，原子炉設置許可処分をするに当たっては，原子力研究開発に携わっていた者の意見を聞いて，原子炉設置許可の是非を決定するのであるから，原子力事故が発生し，甚大な被害が発生する可能性があることについては，知っていたか，少なくとも知り得る立場にあったといえる。したがって，内閣総理大臣（当時）には，本件設置等許可処分の時点において，事故発生と甚大な被害発生について，予見可能性があったというべきであり，内閣総理大臣（当時）が本件設置等許可処分をしたことは，違法であり，過失と評価できる。
（被告国の主張の要旨）
⑴原子炉設置許可処分に係る国賠法上の違法性判断枠組み国賠法１条１項にいう「違法」とは，公権力の行使に当たる公務員が個別の国民に対して負担する職務上の法的義務に違背することをいい，行為規範違背を内容とするから，その法的義務違反の有無については，当該職務行為をした時点を基準として判断される。その職務上の法的義務の具体的内容は，対象となる行政行為の内容及び性質に応じて検討されるべきところ，本件設置等許可処分当時の炉規法は，原子炉設置許可処分について，①具体的な安全審査の基準あるいは判断基準の策定と，②炉規法２４条１項各号所定の要件該当性の認定判断について，原子力委員会の科学的，専門技術的知見に基づく意見を尊重して行う内閣総理大臣の合理的な判断に委ねるものと解される。このことに照らせば，本件設置等許可処分が国賠法上違法と評価されるのは，処分当時の科学的，専門技術的知見に照らし，原子力委員会等における調査審議に用いられた具体的審査基準に看過し難い不合理な点があり，あるいは，原子力委員会等の行った調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落があり，内閣総理大臣の判断がこれに依拠してされたと認められる場合に限られる。このような過誤，欠落等は，請求原因事実である違法を基礎付ける根拠事実であるから，その主張立証責任は，本件設置等許可処分が違法であるとして損害賠償を求める原告らが負担する。
⑵本件事故後の専門機関の見解等に基づく原告らの主張が失当であること国賠法１条１項にいう「違法」は，国民の権利利益を侵害する行為をすることが法の許容するところであるかどうかという見地からする行為規範違背であるから，「違法」の有無は，当該職務行為の時点を基準として，当時の科学的，専門技術的知見に照らして判断されるべきものであり，当該職務行為がされた後の事情により得られた新たな科学的，専門技術的知見に基づき，遡って当該職務行為を行った公務員におよそ遵守することを期待できない行為規範（職務上の義務）を課し，その義務違背を問うて国に賠償責任を負わせることは法の予定するところでない。それにもかかわらず，原告らが引用する見解等は，いずれも日本国内で観測された過去最大規模の本件地震及びこれに伴う津波が発生し，本件事故が発生したという本件設置等許可処分後の事情を踏まえた調査，研究等により得られた見解であり，本件設置等許可処分後の新たな科学的知識，専門的知見というべきものである。したがって，本件事故後の専門機関の見解等に基づき本件設置等許可処分が国賠法上違法であるとする原告らの主張は失当である。
⑶調査審議に用いられていない審査基準の瑕疵を指摘する原告らの主張が失
当であること
福島第一原発１ないし３号機について設置（変更）許可処分がされたのは昭和４１年１２月１日から昭和４５年１月２３日であり，同４号機について設置（変更）許可処分がされたのは昭和４７年１月１３日であるのに対し，昭和４５年安全設計審査指針が原子力委員会において了承されたのは３号機の設置（変更）許可処分後の昭和４５年４月２３日，原子力安全委員会が発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（安全機能重要度分類指針）を決定したのは平成２年８月３０日，昭和５３年耐震設計審査指針を決定したのは昭和５３年９月２９日である。すなわち，昭和４５年安全設計審査指針は，１ないし３号機の設置許可処分後に策定され，これらの処分における安全審査には用いられておらず，また，上記安全機能重要度分類指針や昭和５３年耐震設計審査指針は，本件設置等許可処分後に策定され，いずれの安全審査にも用いられていないといえる。したがって，本件設置等許可処分の調査審議に用いられていない審査基準の内容をもって，本件設置等許可処分の国賠法上の違法が基礎付けられるものではなく，調査審議に用いられていない審査基準の誤り，瑕疵を指摘する原告らの主張は，失当である。⑷本件事故における事故原因と関わりのない事由によって，本件設置等許可処分が国賠法上違法であるとする原告らの主張が失当であること当該職務上の法的義務違反によって原告らの主張に係る損害が生じたということができない場合には，当該職務上の法的義務違反は被告国の国賠法上の責任を導くことはなく，当該設置等許可処分の国賠法上の違法を基礎付ける事情とはなり得ない。したがって，本件設置等許可処分の国賠法上の違法性の有無の判断に当たっては，本件事故により損害を被ったと主張する原告らとの関係において，内閣総理大臣が本件設置等許可処分を行うに当たりいかなる職務上の法的義務を負担していたかを検討すべきであり，原告らの主張に係る損害は当該職務上の法的義務違反によって生じたものであるか否かを問う必要がある。本件においては，原告らは，内閣総理大臣による本件設置等許可処分その他の違法な公権力の行使又は不行使により，本件地震に伴う津波による全交流電源喪失を原因として本件事故が発生したことによって損害を受けたとして，被告国に対し国賠法１条１項に基づく賠償を請求しているのである。したがって，およそ津波に対する安全対策と関わりのない事項に係る安全審査の内容については，それが本件事故の発生に直接影響を与えるものでないから，このような事故原因と関わりのない事項に対する安全対策に係る事由によって本件設置等許可処分が国賠法上違法であるとの原告らの主張は失当である。⑸本件設置等許可処分当時の科学的，専門技術的知見に照らし，原告らが主張するような過誤，欠落があるとは認められず，本件設置等許可処分における安


全審査に不合理な点はないこと
ア炉規法における安全規制においては，分野別安全規制，段階的安全規制が採用されており，原子炉設置許可の段階における安全審査では，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性が審査されるものである。そして，本件設置等許可処分当時の炉規法の規定の下における基本設計ないし基本的設計方針に係る安全確保対策の体系は以下のとおりであり，これらの考え方は基本的に今日においても変わっておらず，一般的に妥当性を有するものである。炉規法２４条１項４号の規定する原子炉施設の安全の確保とは，その文言上，核燃料物質，核燃料物質によって汚染された物又は原子炉による災害の防止上支障がないものであることを意味するのは明らかである。したがって，そこで想定されている原子炉施設の潜在的危険性とは放射性物質に関わる危険である。すなわち，原子炉施設の位置，構造及び設備について，「災害の防止上支障がない」ものとして，放射性物質の有する潜在的危険性を顕在化させないための対策が適切に講じられていることが安全審査の対象である。このため，安全審査において，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針について確認すべき事項は，①原子炉施設の平常運転によって放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように，平常運転時における被ばく低減対策を適切に講じていること及び②原子炉施設において事故が発生することにより放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように，自然的立地条件との関係も含めた事故防止対策を適切に講じていることである。この事故防止対策とは，原子炉施設を取り巻く自然的立地条件に万全の配慮をした上，いわゆる多重防護の考え方に基づき，原子炉の運転の際に異常状態が発生することを可及的に防止することはもちろんのこと，仮に異常状態が発生したとしても，それが拡大したり，更には放射性物質を環境に異常に放出するおそれのある事態にまで発展することを極力防止するとともに，仮にそのようなおそれのある事態が発生した場合においてもなお，放射性物質の環境への異常放出という結果が防止され公共の安全が確保されるように，その基本設計ないし基本的設計方針において，所要の事故防止対策を講じることである。これら２点が確認されることにより，設置等許可処分の申請があった原子炉施設の位置，構造及び設備がその基本設計ないし基本的設計方針において，原子炉等による災害の防止上支障がないものであり，炉規法２４条１項４号の要件に適合することが確認される。また，安全審査においては，上記①及び②の対策が講じられていることを確認するだけではなく，申請者の実施した①の平常時における被ばく低減対策に係る被ばく線量評価及び②の事故防止対策に係る解析評価（以下「事故解析評価」という。）の妥当性をも併せて確認する。この事故解析評価は，申請者において，通常運転状態を超えるような異常な事態をあえて想定し，そのような事態においても，当該原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針において事故防止対策のために考慮された機器系統などの設計が妥当であることを念のため確認するものである。安全審査において，このような事故解析評価の妥当性についても審査するのは，原子炉施設が放射性物質を有しているという点を考慮し，念には念を入れるという考え方に基づくものである。さらに，安全審査においては，このようにして平常時における被ばく低減対策及び事故防止対策による安全性確保を確認し，事故解析評価の結果，安全防護設備等の基本設計ないし基本的設計方針の総合的な妥当性が確認されていることを前提に，さらに念には念を入れて安全性の確認をするべく，放射性物質から放出される放射線は，たとえ放射線を減衰させるための物的障壁が存しなくても，離隔によって十分減衰し得るものであることに鑑み，災害評価として，当該原子炉がその安全防護設備との関連において十分に公衆から離れているとの立地条件を満たすものであるかについても審査される。この原子炉の公衆との離隔に係る立地条件の適否については，環境に放射性物質が放出されるような事故をあえて想定した上，その事故による公衆の被ばく線量を計算，評価し，これを基礎に判断する方法が採用されており，昭和３９年原子炉立地審査指針への適合性の評価は，この災害評価を審査するものである。イ安全審査の対象である基本設計ないし基本的設計方針の意義そもそも基本設計ないし基本的設計方針という概念は，炉規法の法文上定義されたものではなく，工学的分野における設計において一般的に認められた概念である。ここでいう基本設計ないし基本的設計方針とは，原子炉施設の安全性に係る設計の基本的考え方をいい，これは，本件設置等許可処分当時における炉規法２３条２項，原子炉の設置，運転等に関する規則（昭和３２年総理府令第８３号）１条（昭和３５年総理府令第５４号による改正後の１条の２）の定める原子炉設置許可申請書に記載すべき事項などから客観的に把握し得るものである。基本設計ないし基本的設計方針は，後続の詳細設計等に対して指針を示し枠組みを与えるものであるが，具体的な個々の原子炉の安全審査において，上記の基本設計ないし基本的設計方針として，いかなる事項をいかなる程度まで審査すべきかは，対象となる設備等の災害防止上の位置付け，安全審査時点における技術的知見，当該設備等の他の産業における利用実績等の事情によって異なり得る。そして，具体的な安全審査の基準あるいは判断基準の策定について処分行政庁に専門技術的裁量が認められることに照らせば，基本設計ないし基本的設計方針としていかなる事項をいかなる程度まで審査すべきかの具体的な判別についても，処分行政庁の専門技術的な見地からの合理的な判断に委ねられているというべきである。ウ本件設置等許可処分は，同処分当時における科学的，専門技術的知見の下で，適正に行われており，原告らが主張するような過誤，欠落は認められず，
不合理な点はないこと
本件設置等許可処分における安全審査に当たっては，原子力委員会に置かれた原子炉安全専門審査会において，原子力及び関連分野における科学的，専門技術的知見に精通した学識経験者等の審査委員により，幅広くかつ詳細な調査審議がされた。内閣総理大臣による本件設置等許可処分は，この調査審議の結果を踏まえた原子力委員会の答申を尊重して行われたものであり，当時の科学的，専門技術的知見に照らし，原子力委員会等における調査審議に用いられた具体的審査基準に看過し難い不合理な点があるとはいえず，原子力委員会等の行った調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落があるともいえない。そのため，原子力委員会等の科学的，専門技術的な意見を基にしてされた内閣総理大臣の判断に不合理な点はなく，本件設置等許可処分が国賠法１条１項の適用上違法と評価されることはない。そして，原告らが本件設置等許可処分の過誤，欠落として主張する事由は，いずれも前提事実や評価等を誤り，本件設置等許可処分当時における科学的，専門技術的知見に照らし，安全審査の過誤，欠落等として本件設置等許可処分の国賠法上の違法を基礎付けるような事情と認めることはできないから，これらの事由に基づく原告らの主張は失当である。
２規制権限不行使の違法性の判断枠組み
（原告らの主張の要旨）
⑴一般的判断枠組み


規制権限不行使が，国賠法上違法となるのは，その権限を定めた法令の趣旨・目的や，その権限の性質等に照らし，具体的事情の下において，その不行使が許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くと認められる場合である。そして，判断の考慮要素としては，規制権限を定めた法令の趣旨・目的，権限の性質，被侵害法益の重要性，予見可能性の存在及び結果回避可能性の存在が挙げられる。
⑵最高裁判例についての検討
ア宅建業者最高裁判決やクロロキン最高裁判決，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決についてみると，具体的な規制権限の行使の在り方について異なる判断を示している。すなわち，宅建業者最高裁判決及びクロロキン最高裁判決は，行政庁の裁量の存在を問題としているのに対し，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決は，行政庁の裁量の存在を問題とせず，規制権限は適時に適切に行使すべきであることを明確にしている。
イ各最判の検討
宅建業者最高裁判決の事案は，被害法益が財産権であり，「取引関係者が…自助努力により損害を防止することもある程度は可能であるから，違法免許から生ずるすべての取引関係者の具体的な損害まで国又は地方公共団体が当然カバーするとはいえない」ことから，処分をするか否かの判断，どのような処分をするかの判断，いつ行うかの判断についての行政庁の「裁量」が強調されたといえる。また，クロロキン最高裁判決の事案は，被害法益が生命・健康であるものの，医薬品の有用性と副作用の比較考慮（生命対生命の比較考慮）が必要であること，また，その当否は別として，「当該医薬品を使用する医師の適切な配慮により副作用による被害の防止が図られる」ことから，処分をするか否かの判断，どのような処分をするかの判断，いつ行うかの判断は，「専門的かつ裁量的な判断によらざるを得ない」として，行政庁の「裁量」が強調されたといえる。
これに対し，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決の事案は，いずれも，一方の被害者側の法益が生命・健康という不可侵の権利であり，他方で規制される側の不利益は，事業者の物的・経済的負担であること，規制権限を付与した根拠法規の趣旨・目的が被害法益を直接保護することを主要な目的の一つとしていることから，処分をするか否かの判断，どのような処分をするかの判断，いつ行うかの判断についての行政庁の「裁量」の存在を問題とせず，生命・健康被害の発生・拡大を防止するために「適時にかつ適切に」規制権限を行使することが求められることを明確にしたものといえる。
上記のとおり，宅建業者最高裁判決及びクロロキン最高裁判決は，行政庁の「裁量」の存在を問題とすることから，規制権限の行使の在り方について，「処分の選択，その権限行使の時期等は，知事等の専門的判断に基づく合理的裁量に委ねられている」（宅建業者最高裁判決），「問題となった副作用の種類や程度，発現率及び予防方法等を考慮した上，随時，相当と認められる措置を講ずべきものであり，その態様，時期等については，性質上，厚生大臣のその時点の医学的，薬学的知見の下における専門的かつ裁量的な判断によらざるを得ない」（クロロキン最高裁判決）との判断につながっているのである。これに対し，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決は，規制権限を付与した根拠法規が被害法益を直接保護することを主要な目的の一つとしていることから，行政庁の「裁量」の存在を問題とせず，規制権限の行使の在り方について，「その健康を確保することをその主要な目的として，できる限り速やかに，技術の進歩や最新の医学的知見等に適合したものに改正すべく，適時にかつ適切に行使されるべきものである」（筑豊じん肺最高裁判決），「（規制）権限は…周辺住民の生命，健康の保護をその主要な目的の一つとして，適時にかつ適切に行使されるべきものである」（関西水俣病最高裁判決）との判断につながっているのである。このように，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決は，規制権限を付与した根拠法規が，生命・健康という不可侵の法益を直接保護することを主要な目的の一つとしている場合には，規制権限を有する行政庁の「裁量」の幅は極めて狭いことを明らかにしているということができる。ウ上記のとおり，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決は，規制権限不行使の違法性判断の考慮要素として取り上げるのは，被害法益の重大性，予見可能性の存在及び結果回避可能性の存在だけであり，それ以外の事情は基本的には考慮要素としておらず，規制権限を有する行政機関の裁量の存在を問題としていない。そして，それぞれの考慮要素は総合的に判断すべきであるが，被侵害利益を基本として総合的な判断を行うべきである。筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決が，被侵害利益の重大性，予見可能性の存在及び結果回避可能性の存在だけを違法性判断の考慮要素として取り上げ，特に行政機関の裁量を問題としていないのは，上記最判の事案の被害法益が生命・健康という不可侵の重大な法益であり，これに対する規制される側の不利益が事業主や産業界の物的・経済的負担であるからであり，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決は，国民の生命・健康を保護する行政の在り方は，行政機関が裁量を理由に介入に消極的になることは許されず，適時にかつ適切に介入することが求められる分野であることを明らかにしている。
⑶以上より，原告らが主張する規制権限不行使の違法性の判断基準は，筑豊じん肺最高裁判決及び関西水俣病最高裁判決を踏まえたものであり，規制権限の根拠法規の趣旨・目的が当該被害者の被っている当該被侵害利益を直接的に保護しようとしている場合は，行政庁の有する裁量の存在を問題とせず，行政庁は，適時にかつ適切に規制権限を行使することが求められる。したがって，規制権限を行使するかどうかについて裁量が認められている事項，規制権限行使の要件が具体的に定められていない事項については，第一次的には行政機関の判断が尊重されるべきであるとする被告国の主張は誤りである。
（被告国の主張の要旨）


⑴規制権限不行使の違法性が問題となった主要最高裁判例ア国賠法１条１項は，公権力の行使に当たる公務員が，その職務を行うについて，違法に他人に損害を加えたことを国家賠償請求権の成立要件としているが，ここでいう「違法」とは，公権力の行使に当たる公務員が個別の国民に対して負担する職務上の法的義務に違背することをいう。イ規制権限不行使の違法性が問われた最高裁判例としては，宅建業者最高裁判決，クロロキン最高裁判決，筑豊じん肺最高裁判決，関西水俣病最高裁判決及び大阪泉南アスベスト最高裁判決などがあるが，上記国賠法１条１項にいう「違法」の考え方は，クロロキン最高裁判決において，「規制権限の不行使という不作為が国賠法上違法であるというためには，当該公務員が規制権限を有し，規制権限の行使によって受ける国民の利益が国賠法上法的に保護されるべき利益である(反射的利益ではない。)ことに加えて，右権限不行使によって損害を受けたと主張する特定の国民との関係において，当該公務員が規制権限を行使すべき義務(作為義務)が認められ，右作為義務に違反することが必要である」とされているとおり，規制権限不行使の違法性を問う局面においても同様に考えられている。そして，「規制権限行使の要件が法定され，右要件を満たす場合に権限を行使しなければならないとされているときは，右要件を満たす場合に作為義務が認められることになる」が，「規制権限の要件は定められているものの，権限を行使するか否かにつき裁量が認められている場合や，権限行使の要件が具体的に定められていない場合には，規制権限の存在から直ちに作為義務が認められることにはならない。」とされており，最高裁判所の判例は，このような場合，原則として作為義務は生じないが，具体的事案の下で，規制権限を行使しないことが著しく合理性を欠く場合には，規制権限行使の作為義務が認められ，権限不行使は違法となるとしている。
ウこのように規制権限を行使するかどうかについて裁量が認められている事項や，権限行使の要件が具体的に定められていない事項については，第一次的には行政機関の判断が尊重されるべきであって，その規制権限の不行使が国賠法１条１項の適用上違法となるのは，その権限を定めた法令の趣旨・目的や，その権限の性質等に照らし，具体的事情の下において，その不行使が許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くと認められるときに限られるところ，本訴訟で問題となっている電気事業法についても，行政庁に専門技術的な裁量がある。すなわち，平成２４年法律第４７号による改正前の電気事業法３９条１項は，「事業用電気工作物を設置する者は，事業用電気工作物を経済産業省令で定める技術基準に適合するように維持しなければならない。」と規定し，同条２項は経済産業省令が「次に掲げるところによらなければならない」とし，その１号で「事業用電気工作物は，人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与えないようにすること。」と規定している。また，同法４０条は，経済産業大臣は，事業用電気工作物が「経済産業省令で定める技術基準に適合していないと認めるとき」は，事業者に対して技術基準に適合するように事業用電気工作物を「修理し，改造し，若しくは移転し，若しくはその使用を一時停止すべきことを命じ，又はその使用を制限することができる」旨規定している。これらの規定の文言からも明らかなとおり，技術基準適合命令に関する電気事業法の規定は，その内容が一義的に明確に定められているものではなく，しかも，事業用電気工作物（本件では，その中でも現代の科学技術を結集した原子力発電施設）という性質上，「人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与える」か否かの判断は，高度の専門技術的判断を要するから，同規定は行政庁の専門技術的裁量を許容しているというべきである。さらに，省令の制定・改正については，一般の行政処分と同様の意味での要件規定はなく，行政庁は，諸般の事情を考慮しつつ，その合理的な裁量に基づき，その要否，具体的な内容等について判断すれば足りることや，その内容が公益的，専門的及び技術的な事項にわたることからすれば，行政庁の裁量は裁量的行政処分の場合よりも更に広いというべきである。したがって，本訴訟においても，規制権限の不行使が国賠法１条１項の適用上違法となるのは，炉規法や電気事業法の趣旨・目的や，その権限の性質等に照らし，権限を行使すべきであったとされる当時の具体的事情の下において，その不行使が許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くときに限られる。
⑵最高裁判例では，規制権限不行使の違法性は当該職務行為をした時点を基準
として判断されていること
国賠法１条１項の違法は，国民の権利利益を侵害する行為をすることが法の許容するところであるかどうかという見地からする行為規範違反であるから，公務員が個別の国民との関係で負担する職務上の法的義務に違背したかどうかは，当該職務行為をした時点を基準時として判断される。また，予見可能性や結果回避可能性は，国賠法１条１項の違法の有無を判断する前提としての考慮要素であるところ，これらは法が当該公務員に対して，結果発生の危険性との関係でどのような職務上の法的義務を課しているかを検討する前提としての考慮要素となるものであることから，その判断も，権限の行使・不行使が問題とされる当時の科学技術水準や確立した科学的知見を離れては論じ得ない。特に，高度の科学知識と科学技術を結集して設計，維持，管理がされる原子炉施設においては核物理学のほか，地震学，地質学，津波学などの理学分野，原子力工学，機械工学，土木工学，津波工学などの工学分野，放射線医学などの医学分野等多方面にわたる専門分野の知識経験を踏まえた将来の事象に係る予測判断が問題とされている。このような予測判断の場面において，これら専門分野における通説的見解においても想定することができなかった事象を予見し，かつ，当時の工学的知見によって導かれる対策とは全く異なった対策が義務付けられるとすれば，経済産業大臣に不可能を強いる結果となることが明らかである。したがって，本件では，学識経験者の間でどのような知見が形成，確立され，通説的見解とされていたのか，取り分け地震予測や津波予測といった，いまだに未解明の事項が多く残り，なお発展過程にある学術分野において，過去のデータの解析，予測条件や予測手法の評価等について，どのような研究成果が通用性を有するものとして専門家において広く受容され，どのような事項が今後の研究の継続により解明されるべき課題として認識されていたかを慎重かつ謙虚に吟味する必要があるところ，これらの判断は，本件事故前の科学的知見に照らして評価する必要があり，これを離れ，現時点から回顧的に予見可能性の有無を判断するかのような検討手法は許されない。⑶最高裁判例において，規制権限の不行使の違法性は，事業者の一次的かつ最
終的責任の存在を前提とした判断がされていること


規制権限不行使に基づく国の損害賠償責任は，国が直接の加害者（事業者）ではないものの，直接の加害者（事業者）に対して規制権限を適切に行使していれば国民に損害が発生することを防止できたにもかかわらず，その行使を怠ったことによる責任であるから，加害者（事業者）の一次的かつ最終的な責任を前提とした国の二次的かつ補完的な責任が問題とされる構造を本質的に有するものであり，このことは最高裁判例でも前提とされている。⑷最高裁判例では，規制権限を行使しないことが「著しく合理性を欠く」場合について，①規制権限を定めた法が保護する利益の内容及び性質，②被害の重大性及び切迫性，③予見可能性，④結果回避可能性，⑤現実に実施された措置の合理性，⑥規制権限行使以外の手段による結果回避困難性（被害者による被害回避可能性），⑦規制権限行使における専門性，裁量性などの諸事情を総合
的に検討して，違法性を判断していること
規制権限の不行使が「許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠く」か否かの判断に当たって考慮されるべき事情としては，被害結果の重大性やその予見可能性，回避可能性のほか，権限不行使が問題となる当時の一切の事情が評価対象となり，その判断を行うに当たっては，行政権限の行使を行政庁の裁量に委ねた根拠法規及び権限根拠規定の各趣旨・目的，裁量の幅の大小，規制ないし監督の相手方及び方法についての当該法規の定め方を前提として，権限行使を義務化する上で積極的に作用する事情のみならず，消極に作用する事情も含めた諸般の事情が総合考慮される。そして，規制権限の不行使の違法性の判断は，規制権限の行使が問題となる当時の具体的事情の一切が斟酌されるため，本訴訟においても，本件事故前において講じられるべきであったと考えられる措置とは別に，行政庁において実際に講じた措置がある場合には，規制権限の不行使が「許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠く」と認められるか否かは，行政庁が当該措置に代えて，あるいは当該措置に加えて，別の規制権限を行使しなかったことの不合理性が問われなければならない。また，その判断に際しては，前記⑶で述べたとおり，被告国が負っている責任が二次的かつ補完的責任であることを踏まえても，なお，規制権限を行使しなかったことが不合理であると評価されるか否かが検討されるべきである。⑸不十分な科学的知見によって原告らの主張する規制権限を行使した場合，そ
の規制権限の行使は違法と評価されかねなかったこと
本件のように被告国に規制権限を行使することについて裁量が認められる場合には，被告国に，当該規制権限を行使する法的義務が常に生じるものではない。すなわち，被告国には，規制権限の行使についての裁量が認められている以上，被告国が規制権限を行使する法的義務を負うのは，規制権限を行使しないことが著しく合理性を欠くと評価される非常に限られた場合だけであって，それ以外の多くの場合は，規制権限を行使することが望ましいか望ましくないかといった当否の問題は生じても，規制権限を行使することが法的義務にまで高まることはない。また，当該規制権限行使の相手とされた者の権利を制約することになる関係で，被告国が十分な根拠を持たずに規制権限を行使すれば，規制権限を行使したことが裁量権を逸脱・濫用したものとして，行政法上違法と評価される余地がある(行政事件訴訟法３０条参照)。すなわち，行政庁に規制権限を行使することについての裁量が認められている場合であっても，行政庁が，その規制権限を行使する前提となる事実が存在しない場合又はその事実についての評価に誤りがある場合には，その裁量権の範囲を逸脱し，又は濫用したものとして違法との評価がされることがあり，行政庁が十分な根拠を持たずに規制権限を行使した場合には，規制権限を行使する根拠となる事実が存在しないと扱われる又はその事実の評価を誤ったものとして，その規制権限を行使したことが違法と評価され得るのである。
本件において，原告らは，被告国が電気事業法４０条の技術基準適合命令を発令しなかったことなどの違法を主張するが，技術基準適合命令（修理，改造等の命令）又は処分(一時停止）に違反した者は３年以下の懲役若しくは３００万円以下の罰金に処せられ，又はこれを併科される（同法１１６条２号。なお，両罰規定が適用されると法人に対しては３億円以下の罰金刑が科せられる。同法１２１条１号）。このように技術基準適合命令は刑事罰をもって強制されるなど，被規制者の大きな負担となるのであるから，同命令を発令するためには，客観的かつ，合理的な根拠をもって発令を正当化できるだけの具体的な危険性が存在し，かつそれを認識していることが必要であり，更にかかる規制権限の行使が作為義務にまで高まるのは，この客観的かつ合理的な根拠としての科学的知見が確立している場合に限られると解すべきである。仮に予見可能性の対象について，規制権限行使が客観的かつ合理的な根拠をもって正当化できるだけの具体的な法益侵害の危険性が認められるに至っていないにもかかわらず，薄弱なエビデンスに基づいて被告国が技術基準適合命令を発した場合，かかる行政処分に対しては，被告東電などの事業者側から行政処分の取消訴訟が提訴されかねない上，その行政処分が裁量権を逸脱したものであり，かかる行政処分によって事業者側に営業損害等が生じた場合には，事業者側からの国家賠償請求訴訟が提訴されることにもなりかねない。さらに，事業者に一定の措置を講じることを強制した場合，その原資は電気料金値上げ等により消費者である国民の負担に帰することもあり，当該措置を講じるための一時停止，減産により電力の安定供給が損なわれれば，国民生活，産業・経済活動にも影響を及ぼし，混乱を招きかねないことからしても，薄弱なエビデンスに基づく規制権限の行使は許されるものではない。
３省令６２号４条１項に反することを理由とした技術基準適合命令を発しなか
ったことの違法性
原告らの主張する措置を講ずることを命ずる技術基準適合命令を発する権
限の有無
（原告らの主張の要旨）
ア敷地高さを超える津波防護措置を規制することは経済産業大臣の権限の
範囲内であること
規制法の体系
実用発電用原子炉の安全規制に関しては経済産業大臣が所管し，炉規法が適用されるが，これと並んで，実用発電用原子炉が発電用設備でもあることにより電気事業法の適用を受けることとなる。具体的には，炉規法７３条により同法２７条から２９条までの設計及び工事方法の認可，使用前検査，溶接検査及び施設定期検査の４つの規制項目が適用除外され，これに相当する電気事業法の規制が適用されることとなる。これは二重の規制を回避するための適用除外であり，炉規法が適用除外され，電気事業法が適用される場合でも原子力基本法，炉規法等の趣旨・目的が妥当する。そして，炉規法及び電気事業法ともいずれも経済産業大臣が規制行政庁である。
規制の目的・趣旨は「災害の防止」であること


炉規法２４条及び３７条の「原子炉による災害の防止」における「災害」とは，放射線障害等の被害に着目した概念であり，「原子炉による災害の防止」とは，原子炉から放射線障害等の被害が発生することを防止することである。そして，原子炉から放射線障害等の被害をもたらす原因には，工学的あるいは人的な内部事象，外部事象等様々なものがあるが，そのいずれを原因とするものであっても，災害の防止上支障があるかどうか，災害の防止上十分であるかどうかは，「災害が万が一にも起こらないようにするため」に最新の科学技術水準に即応した規制基準によって判断されるべきである。したがって，規制法の趣旨が，災害の発生の防止にある以上，特定の事故や事象に限定をしてその対策を立てれば足りるというものではない。
電気事業法の委任の趣旨
上記の炉規法の趣旨・目的は，電気事業法が適用される運転中の原子力発電所の安全規制に対しても当然妥当するものである。電気事業法３９条１項は，「事業用電気工作物を設置する者は，事業用電気工作物を経済産業省令で定める技術基準に適合するように維持しなければならない。」とし，同条２項は，「前項の経済産業省令は，次に掲げるところによらなければならない。」とした上，その要件の１つとして，事業用電気工作物の安全性に関して「事業用電気工作物は，人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与えないようにすること。」と定めており，この「人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与えないようにすること。」というのは，原子力発電所においては，炉規法２４条１項の「原子炉による災害の防止上支障がないものであること」を含むものである。
このように，電気事業法３９条が経済産業大臣に規制権限（技術基準省令制定権限）を委任した趣旨は，原子力発電所から万が一にも災害が発生しないようにするために，最新の科学技術基準に即応して安全規制の基準を作るところにある。
運転中の原子炉の安全確保を規制する法の趣旨
ａ炉規法３５条，３６条，３７条，電気事業法３９条，４０条，４６条等の規定が主務大臣である経済産業大臣に権限を委任した趣旨は，原子炉の設置許可段階と同じく，万が一にも原子炉による災害を起こさないようにするためである。そして，電気事業法３９条，４０条には，被告国が主張するような経済産業大臣の権限の範囲を限定する要件はない。同法３９条２項１号は原子力発電所の施設が「人体に危害を及ぼし，又は物件に損傷を与えないようにすること。」としており，原子炉による災害を起こす危険性をもたらすものであれば，その原因が基本設計に関わる事項であっても，法が求める技術基準を満たさないこととなる。技術基準に適合していない場合に発せられる適合命令の内容も，原子力発電所の施設の「修理，改造，移転，一時使用停止，使用制限」というものであり，基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項を除外するような内容ではない。むしろ「改造，移転，使用制限」という規制内容は基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項を包含していると解される。ｂ原子炉設置許可の手続は，①まず経済産業大臣が，原子力事業者からの申請を，原子力安全委員会の定める各種指針類を参照して審査する，②その後ダブルチェックとして，原子力安全委員会が安全性についての審査を行い，許可の可否について経済産業大臣に意見を述べる，③これを受けて，経済産業大臣が許可・不許可の判断をするというものである。この手続においては，経済産業大臣が審査・許可の権限を有し，「災害の防止」という趣旨から策定した審査・許可基準（指針類が参照基準）に基づいて判断をする。原子力発電所の設置許可後は，経済産業大臣は，省令６２号に基づいて，原子炉工事認可の判断をする。そして，運転開始後の原子力発電所の安全規制を担当する主務行政庁も経済産業大臣である。原子炉の設置許可の基準は，その時点における最新の科学技術的知見に基づく水準である必要はあるが，その後，工事認可段階，運転開始段階では，設置段階よりも，知見が発展していることが当然予定されている。被告国は，設置許可段階の安全規制と運転段階の安全規制とを峻別しようとする解釈を主張するが，「災害防止」という法規制の趣旨・目的は，設置段階，工事認可段階，完成後の運転段階全てにおいて妥当し，徹底されなければならないのであり，経済産業大臣の申請・許可の際の安全基準と経済産業大臣の工事認可・運転段階の技術基準は行政基準として統一的・整合的に策定されるべきである。したがって，経済産業大臣には，仮に指針類（審査基準）と技術基準との間に矛盾があるときには，この矛盾を解消する義務があるというべきである。炉規法が経済産業大臣に規制権限を委任した趣旨，電気事業法が経済産業大臣に規制権限を委任した趣旨は，万が一の災害を防止するために，最新の科学技術的知見に速やかに適合させるためであり，法律が経済産業大臣に付与した裁量も同一の趣旨である。設置段階で不足していた科学技術的知見が，工事認可段階，運転段階で取得できた場合には，当然，経済産業大臣は，審査基準・認可基準に反映させるべきであるし，技術基準にも反映させるべきであり，現に経済産業省保安院は，「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の解釈について」を策定して，審査基準・許可基準と技術基準との整合性を取る権限行使をしてきている。また，経済産業大臣が本件事故後である２０１１（平成２３）年３月３０日付けで原子力発電所設置者に対し行った指示文書（甲Ａ８０）の添付資料「福島第一原発事故を踏まえた対策」の「抜本対策中長期」には，完了見込み時期として「事故調査委員会等の議論に応じて決定」とした上で，「具体的対策の例」を挙げており，そこには，「設備の確保」として「防潮堤の設置，水密扉の設置，その他必要な設備面での対応」との記載がある。これらは被告国の主張によると基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項であるが，経済産業大臣がこれらの対策をとらせる権限を有していることを前提とした文書といえる。
バックフィットの権限


数十年にわたって稼働する原子力発電所に対し，万が一にも原子炉による災害が起こらないようにするために最新の科学技術的知見に即応した安全確保をすることが必要な場合に，経済産業大臣が新しい規制基準を制定してそれを既設原子力発電所にも適用することは，それが被告国のいうところの基本設計ないし基本的設計方針に関係する事項であろうと，電気事業法が経済産業大臣に委任した権限の範囲に含まれると解するのがあるべき法の解釈である。規制がどこまで許されるかは，法が経済産業大臣に委任した趣旨に照らして，規制する必要性と規制を受ける電気事業者の法的安定性の調整によって決まるものである。被規制者である電気事業者からみても，もともと国の包括的関与なしには原子力発電所の事業が成り立たないことを承認して，受容不能なリスクを抱える原子力発電所の事業を引き受けているのであるから，最新の科学技術的知見に基づくと炉心損傷に至る可能性に対応した安全規制を受けるという法的不安定性があることを予め受忍をしているといえる。この電気事業者の法的安定性をどこまで考慮すべきかは個別の規制措置の程度によって決まることであり，このことは炉規法の改正前後で変わりはない。したがって，炉規法の改正により原子炉設置許可基準を既設原子炉にバックフィットする権限が創設されたとの被告国の主張は誤りであり，改正炉規法は経済産業大臣に権限があることを確認するために明文化したものである。
必要であった津波防護対策は受忍限度の範囲内
原告らが主張する津波から原子炉施設を防護する対策を採ることを命ずる措置は，いずれも既設原子炉の存亡に影響を与えるようなものではなく，最新の津波知見に即応して，津波を原因として万が一の災害が起きないようにするために，既設の原子炉施設の管理使用の強化をするというレベルの問題であり，電気事業者に与える不利益は受忍限度の範囲内であるし，工事のための一定の猶予期間を設けた措置を採ることにより電気事業者も十分に対応可能である。
まとめ
仮に被告国の主張のとおり，経済産業大臣が，原子炉施設の安全規制について，基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項に対する規制と詳細設計に関わる事項に対する規制との段階的な規制システムを採っていたとしても，それは権限行使の運用上そのようなシステムを作っていたにすぎず，運転中の原子炉の安全規制に関し，炉規法及び電気事業法が経済産業大臣の権限の範囲を被告国の主張のように定めたものではない。炉規法及び電気事業法が経済産業大臣に運転中の原子力発電所の安全規制の権限を委任した趣旨は，万が一にも原子炉による災害が起きないようにするために，最新の科学技術知見の到達に即応しながら，原子力発電所の安全規制をするところにある。したがって，経済産業大臣は，電気事業法４０条に基づき，事業者に対し，運転中の原子力発電所の基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項についての権限も当然行使することができる。また，運転中の原子力発電所について，基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項について疑義が生じた場合には，経済産業大臣は，「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令の解釈について」を活用することによって，電気事業法４０条に基づく技術基準適合命令を出すことができ，既存の技術基準省令に規定が存在しない場合には，規定を追加する省令改正を行った上で，技術基準適合命令によって是正する権限があり，その義務があるといえる。
イ省令６２号４条１項に基づく技術基準適合命令を出すべきであったこと後記（予見可能性）（原告らの主張の要旨）のとおり，被告国は，遅くとも平成１８年の時点で，非常用ディーゼルエンジンや配電盤等が機能喪失し，全電源喪失に至る規模の津波の到来を予見することが可能であったから，経済産業大臣は，被告東電に対し，電気事業法４０条，省令６２号４条１項に基づき，津波という「想定される自然現象」により，「原子炉施設」の安全性が損なわれるおそれがあるとして，防護措置，基礎地盤の改良その他の適切な措置を採るように命じるべきであった。具体的には，①タービン建屋等の人の出入口，大物（機器）搬入口などに強度強化扉の二重扉等を設置すること，タービン建屋等の換気空調系ルーバーなどの外壁開口部の水密化等の対策を採ること，タービン建屋等の貫通部からの浸水防止等の対策を採ることにより，タービン建屋等自体の防護措置を取ること，②非常用ディーゼル発電機及び配電盤等の重要機器が設置されている機械室への浸水防止等の対策を採ることによりタービン建屋等内の重要な安全機能を有する設備の部屋の防護措置を採ること，③既設の非常用ディーゼル発電機（水冷式）を冷却するための海水系ポンプを津波から防護するための防水構造の建屋を設置し，電気系統の配線の貫通口を水密化する対策（以下，それぞれ「①の措置」，「②の措置」，「③の措置」といい，これらを併せて「①ないし③の措置」という。）を採ることにより，平成１８年当時予見し得た津波の到来によっても福島第一原発が長期間の全電源喪失に至らないような対策を採るよう，被告東電に対し，技術基準適合命令を出すべきであった。ウ電気事業法３９条に基づき省令改正を行うべきであったこと仮に被告国に上記の技術基準適合命令を出す権限がなかったとしても，電気事業法及び原子力関連法令の趣旨・目的・規制権限の性質からすれば，経済産業大臣は，遅くとも平成１８年までには，上記のような技術基準適合命令を行使できるよう，電気事業法３９条に基づき，省令改正を行うべきであった。具体的には，津波という自然現象により，原子炉の安全性が損なわれないよう，防護措置，基礎地盤の改良について，より具体的な措置を求める技術基準適合命令を出せるよう省令６２号４条１項を改正すべきであったといえる。
（被告国の主張の要旨）
ア段階的安全規制における技術基準適合命令


炉基法における安全規制は，原子炉施設の設計から運転に至るまでの過程を段階的に区分し，それぞれの段階に対応して，一連の許認可等の規制手続を介在させ，これらを通じて原子炉の利用に係る完全の確保を図るという，段階的安全規制の体系が採られている。すなわち，原子炉の設置許可に係る安全審査（前段規制）は，段階的安全規制の冒頭に位置付けられ，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を審査，判断される。そして，これを前提として，原子炉施設の具体的な工事方法の妥当性等が審査（後段規制）される。実用発電用原子炉について，電気事業者は，電気事業法３９条１項に基づき，実用発電用原子炉施設に係る事業用電気工作物につき技術基準維持義務を負い，経済産業大臣は，電気事業法４０条に基づき，事業用電気工作物が経済産業省令で定める技術基準に適合していないと認めるときは，実用発電用原子炉施設の一時使用停止命令を含む技術基準適合命令を発令することができる。上記の技術基準は，基本設計ないし基本的設計方針の妥当性が原子炉設置許可の段階で確認されていることを前提に，これを踏まえた詳細設計に基づき，工事がされ，使用に供される事業用電気工作物の具体の部材，設備等の技術基準として省令６２号により定められているものであり，工事計画認可（電気事業法４７条３項１号），使用前検査（同法４９条１項，２項）等の規制の基準とされるものである。また，原子炉施設に利用された部材，設備等の経年劣化や磨耗等により当該原子炉施設の機能や安全性が損なわれない状態を維持するため，電気事業法３９条は，電気事業者に対し，技術基準維持義務を課しており，定期検査及び立入検査において，それらの部材，設備等の技術基準適合性の有無が確認されることになる。このように，後段規制の段階では，技術基準が，事業用電気工作物としての原子炉施設の工事計画認可から運転開始後に至るまでの全段階にわたり，当該原子炉施設の具体の部材，設備等の安全性を確保するための基準として位置付けられ，機能しているのである。電気事業法４０条は，同法３９条１項が「事業用電気工作物を設置する者は，事業用電気工作物を主務省令で定める技術基準に適合するように維持しなければならない。」と規定していることを受け，「主務大臣は，事業用電気工作物が前条第１項の主務省令で定める技術基準に適合していないと認めるときは，事業用電気工作物を設置する者に対し，その技術基準に適合するように事業用電気工作物を修理し，改造し，若しくは移転し，若しくはその使用を一時停止すべきことを命じ，又はその使用を制限することができる。」と規定している。この文理に照らせば，電気事業法４０条が事業用電気工作物が技術基準に適合していないと認められる場合に，これを技術基準に適合させるための措置を命ずることを規定した趣旨であることは明らかである。電気事業法４０条はもとよりその他の電気事業法の規定を見ても，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針が炉規法２４条１項４号の設置許可の基準に適合しないことが明らかになった場合に，技術基準適合命令を発して当該基本設計ないし基本的設計方針の是正を命ずることができると解し得るような規定は存在しない。このように，本件事故当時の法令上，技術基準は，飽くまで後段規制において，事業用電気工作物の具体の部材，機器等の機能や安全性等を維持するための基準として位置付けられているものであり，技術基準適合命令は，後段規制により原子炉施設の安全確保を図る方策として，この技術基準の不適合を是正するものとしてのみ規定されていた。
イ経済産業大臣は，原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の安全性に関わる問題を，技術基準適合命令により是正する規制権限を有していなかっ
たこと
以上の検討によれば，炉規法及び電気事業法は，設置許可処分の際の安全審査において基本設計ないし基本的設計方針の妥当性が確認されていることを前提に，後段規制においては，電気事業者に対し，事業用電気工作物としての具体の部材，機材等の性能，機能等の技術基準維持義務を課すとともに，技術基準適合性が維持されていない場合には，必要に応じて技術基準適合命令を発することによってこれを是正する仕組みを採用しているものである。基本設計ないし基本的設計方針の安全性は，後段規制の前提であって，これに関わる問題については後段規制の対象となり得ず，事後的に問題が生じた場合であっても，それについて後段規制としての技術基準適合命令によって是正する仕組みは採られていない。したがって，仮に既存の原子炉施設において基本設計ないし基本的設計方針の安全性に関わる事項に問題が生じたとしても，この問題を省令６２号の改正や技術基準適合命令により是正する余地はない。
ウ原告らが主張する各措置はいずれも基本設計ないし基本的設計方針に関
わる事項であること
原告らの主張する非常用電源設備を収納している建屋全体及び各部屋の扉等の水密化，配電盤・非常用ディーゼル発電機等の重要機器の水密化，配電盤・非常用ディーゼル発電機の設置場所の変更（津波により機能喪失することのない高位への変更，分散配置等），十分な電源車の配備，これらとは別途津波の到達する可能性のない高さに代替注水冷却に関する設備を配置することについてみると，福島第一原発については，いずれも福島第一原発の建屋の敷地高さを超えて津波が到来することを前提とした措置であり，自然的立地条件との関係も含めた事故防止対策を根本的に変更することになる。そのため，基本設計ないし基本的設計方針に関わる事項であるから，設置許可処分において安全性が確認された基本設計ないし基本的設計方針を前提として，その詳細設計について規制すべき省令６２号を改正することにより，あるいは，省令６２号を改正した上で電気事業法４０条に基づく技術基準適合命令を発令することにより，上記の防護措置を被告東電にとらせることはできなかった。したがって，原告らの主張は，基本設計における安全審査の対象事項と後段規制における対象事項とを混同したものであり，失当である。
エ改正後の炉規法においては，技術基準適合命令を発することによって原子炉施設の基本設計ないし基本的設計方針の是正を図ることが可能となった
こと
平成２４年改正後の炉規法４３条の３の２３により，基本設計ないし基
本的設計方針の是正を図ることが可能となったこと


平成２４年改正後の炉規法４３条の３の２３は，使用停止等処分を行い得る場合として，平成２４年改正前の電気事業法４０条と同様の「発電用原子炉施設が第４３条の３の１４の技術上の基準に適合していないと認めるとき」に加え，「発電用原子炉施設の位置，構造若しくは設備が第４３条の３の６第１項第４号の基準に適合していないと認めるとき」を規定した。つまり，炉規法４３条の３の２３は，発電用原子炉施設が技術基準に適合しない場合に加え，最新の科学技術的知見を反映した設置許可要件として原子力規制委員会規則で定める基準である「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つ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」を使用停止等処分の基準としても位置付け，これに適合しないと認められる場合には，使用停止等処分ができることを明文で規定したものである。したがって，上記改正により，基本設計ないし基本的設計方針の是正を図ることが可能となった。
平成２４年改正前の電気事業法４０条に基づいて，設置許可処分の要件充足性につき技術基準適合命令を発することができなかったとの解釈は，平成２４年改正後の炉規法４３条の３の２３との比較という文言解釈や
趣旨解釈からも相当であること
前記のとおり，平成２４年改正後の炉規法４３条の３の２３は，使用停止等処分の要件として，技術基準に適合しない場合に加え，新たに設置許可処分の基準に適合しない場合を明記した。このことに照らせば，前者の場合のみを技術基準適合命令の要件と定める平成２４年改正前の電気事業法４０条に基づいて，設置許可処分の要件充足性につき，技術基準適合命令を発することができなかったとの解釈は，文言解釈としても，趣旨解釈としても相当である。したがって，平成２４年改正前の電気事業法４０条について，設置許可処分の要件を充足しないことが判明した場合についても同条に基づいて技術基準適合命令を発してそれを是正することができるという解釈をすることは，相当とはいえない。
以上より，平成２４年の炉規法改正前は，法令上，経済産業大臣は，基本設計ないし基本的設計方針の安全性に関する事項について，省令６２号を改正し，これを改正した上で技術基準適合命令を発令することにより是正する規制権限を有していなかったから，上記事項について技術基準適合命令等の規制権限を行使しなかったことは違法とはいえない。
予見可能性
（原告らの主張の要旨）
ア予見可能性の対象
被告国の規制権限不行使の違法を主張するに当たり問題としている予見可能性の対象は，福島第一原発の非常用電源設備等の安全設備を浸水させる規模の津波，すなわち，福島第一原発の１号機ないし４号機側主要建屋敷地高さであるＯ．Ｐ．＋１０ｍを超える浸水高（痕跡高）の津波の到来であり，実際に発生した本件津波ではない。
地上に遡上する津波の挙動を精緻に予測することは困難であること津波の遡上態様は不確実であるというのが一般的な知見であること，津波評価技術自体も極めて概括的な把握にとどまること，津波評価技術の作成に関与した首藤も遡上態様の不確定性を認めていること，本件津波の遡上態様によってもその複雑性が確認されることなどから，実際に遡上する津波の複雑な挙動を精緻に予測することは極めて困難である。したがって，福島第一原発の１号機ないし４号機側主要建屋敷地高さであるＯ．Ｐ．＋１０ｍに近い規模の津波高さの津波が到来する可能性があるのであれば，津波が浸水高（痕跡高）Ｏ．Ｐ．＋１０ｍとなる現実的危険性があり，ひいては建屋への浸水，さらには地下に設置されている非常用電源設備等などの重要機器が機能喪失する現実的危険性があった。陸上に遡上した津波は本来の津波高さを超える浸水高（痕跡高）をもた
らす可能性が高いこと
陸上に遡上した津波が採る一般的な挙動，波長及び周期が長いという特徴によりもたらされる遡上態様，福島第一原発の地形は津波高さより高い浸水高（痕跡高）をもたらし得るものであることなどからすれば，福島第一原発の立地場所においては，陸上に遡上した津波が本来の津波高さを超える浸水高（痕跡高）をもたらす可能性が高かったといえる。以上より，１号機ないし４号機側主要建屋敷地高さであるＯ．Ｐ．＋１０ｍを超える浸水高（痕跡高）の津波が到来すれば，施設への浸水により非常用電源設備等が機能を喪失する現実的な危険性があるといえるから，上記のとおり，予見可能性の対象は，福島第一原発の非常用電源設備等の安全設備を浸水させる規模の津波，すなわち，福島第一原発の１号機ないし４号機側主要建屋敷地高さであるＯ．Ｐ．＋１０ｍを超える浸水高（痕跡高）の津波の到来である。