また，前記(2)アのとおり，ＩＡＥＡ安全基準であるＳＳＲ－２／１の要件２４は，共通原因故障について規定しているところ，その内容は，「多様性，多重性，物理的分離及び機能の独立性の概念が，必要とされる信頼性を達成するためにどのように適用されなければならないかを判断するため，安全上重要な機器等の共通原因故障の可能性について十分に考慮しなければならない。」というものであって，我が国の設置許可基準規則と同様，共通要因故障を防ぐために多様性，多重性，独立性等を適切に適用して必要な信頼性を達成すべき旨を定めているものと解される。ウこの点に関し，原告らは，規制委員会の新規制基準検討チームが検討段階において示した整理案（甲Ｄ１６８）を援用して，多重性又は多様性を選択する際に，共通要因による機能喪失が独立性のみで防止できる場合を除き，その共通要因による機能の喪失モードを特定し，多様性を求めることを明確にすべきである旨を主張するが，前記(1)ア(ｲ)ｂのとおり，多様性は，複数の系統又は機器が，構造等が異なることにより，共通要因によって同時にその機能が損なわれないこと（共通要因故障が生じないこと）をいうものであって，原告らのいう「共通要因故障を仮定した設計」ではないことは明らかである。また，この点を措いても（あるいは，上記整理案が論理矛盾であるとの被告国の指摘も措いて），上記整理案は，「当該系統を構成する機械又は器具の機能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保する」とする設置許可基準規則１２条２項の規定を敷衍するものにすぎないと認められるのであって，これをもって現在の審査基準が不合理であるとはいえない。エ以上によれば，共通要因故障に関する具体的審査基準が国際基準等に照らし不合理であるとはいえない。
４安全重要度分類及び耐震重要度分類について
(1)規制基準の概要
ア設置許可基準規則及び同規則の解釈
設置許可基準規則は，前記３(1)ア(ｲ)のとおり，「安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたものでなければならない」（同規則１２条１項）と定めるところ，上記の「安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたもの」については，重要度分類審査指針によるものとされている（同規則の解釈１２条の１）。
また，同規則４条２項は，設計基準対象施設の有すべき耐震性について，地震の発生によって生ずるおそれがある当該施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定した地震力に十分耐え得ることを規定するところ，同規則の解釈（別記２の２）は，上記の「影響の程度」について，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的程度（耐震重要度）をいうものとして，後記ウのとおり分類し，重要度に応じて適切な地震力を定め，その地震力に耐えるよう設計することを求めている。そして，同規則４条３項は，最も重要度の高い耐震重要施設については，基準地震動による地震力に対して安全機能を保持することを求めている。
イ安全重要度分類について
(ｱ)安全重要度分類の概要
安全重要度分類は，発電用原子炉施設の安全機能について，安全上の見地からそれらの相対的重要度を定めたものであり，重要度分類審査指針（甲Ｄ８４，乙イＤ４８）に定められている。重要度分類審査指針は，平成２年に定められたものであるが，前記アのとおり，設置許可基準規則の解釈において引用されており，新規制基準施行後も規制委員会の安全審査の審査基準とされている。
安全重要度分類の概要は，次のとおりである。
ａ安全機能の区分
(a)異常発生防止系（ＰＳ）
その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの。
(b)異常影響緩和系（ＭＳ）
原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やかに収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの。
ｂ重要度分類
(a)ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設をその有する安全機能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２，クラス３に分類する。
(b)当該系の機能遂行に直接必要となる関連系は，当該系と同位の重要度を有するものとみなす。
(c)当該系の機能遂行に直接必要はないが，その信頼性を維持し，又は担保するために必要な関連系は，当該系より下位の重要度を有するものとみなす。ただし，当該系がクラス３であるときは，関連系はクラス３とみなす。
(d)一つの安全施設が，二つ以上の安全機能を有するときは，果たすべき全ての安全機能に対する設計上の要求を満足しなければならない。
(e)安全施設は，これら二つ以上のものの間において，又は安全機能を有しないものとの間において，その一方の運転又は故障等により，同位ないし上位の重要度を有する他方に期待される安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように，機能的隔離及び物理的分離を適切に考慮しなければならない。
ｃ設計上の考慮
(a)クラス１
合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
(b)クラス２
高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
(c)クラス３
一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
(ｲ)外部電源の安全重要度分類
外部電源の安全重要度分類は，ＰＳ－３に分類される（重要度分類審査指針の第２表及び付表「ＰＳ－３」の「電源供給機能（非常用を除く。）」に該当する。）。
なお，非常用ディーゼル発電機による電力供給機能については，ＭＳ－１に分類される（重要度分類審査指針の第２表及び付表「ＭＳ－１」の「安全上特に重要な関連機能」に該当する。）。
(ｳ)使用済燃料貯蔵施設の安全重要度分類
設置許可基準規則１６条２項は，発電用原子炉施設に使用済燃料の貯蔵施設を設けることを求めているところ，使用済燃料貯蔵施設は，使用済燃料貯蔵槽（いわゆる使用済燃料貯蔵プール），プール水の補給のための補給水系（補給水設備），プール水の冷却等のための冷却系などから構成される（乙ロＤ１の３・８－４－１以下参照）。
このうち，使用済燃料貯蔵槽の安全重要度分類は，ＰＳ－２に分類される（重要度分類審査指針の第２表及び付表「ＰＳ－２」の「原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能」に該当する。）。


また，補給水設備の安全重要度分類は，ＭＳ－２に分類される（重要度分類審査指針の第２表及び付表「ＭＳ－２」の「燃料プール水の補給機能」に該当する。）。ただし，補給水設備の電気系統については，安全設計審査指針（乙イＡ１）の指針４８第１項の「重要度の特に高い安全機能」に当たるものとされ（重要度分類審査指針Ⅴ２(3)(a)ⅲ)ｱ)），外部電源又は非常用所内電源のいずれからも電力の供給が受けられる設計であることが要求されている。
冷却系の安全重要度分類は，ＰＳ－２に分類される（重要度分類審査指針の付表「ＰＳ－２」の「使用済燃料プール冷却系」に該当する。）。
ウ耐震重要度分類について
(ｱ)耐震重要度分類の概要
旧原子炉等規制法の下においても，平成１８年改定後の新耐震設計審査指針（乙イＢ２）において，施設の耐震設計上の重要度を，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，施設の種別に応じてＳクラス，Ｂクラス，Ｃクラスに分類し，Ｓクラスの施設については，基準地震動Ｓｓによる地震力に対してその安全機能が保持できることを求めていた。
新規制基準においても耐震重要度分類の基本的な考え方は承継されているが，津波対策に係る施設・設備の耐震重要度が見直されている。すなわち，前記アのとおり，設置許可基準規則の解釈（別記２の２）において，施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的程度（耐震重要度）をいうものとして，次のとおり分類している。
ａＳクラス
地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいものをいい，少なくとも次の施設はＳクラスとすること。
・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系
・使用済燃料を貯蔵するための施設
・原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施
設，及び原子炉の停止状態を維持するための施設
・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去するための施設・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除去
するための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に，圧力障壁となり放
射性物質の放散を直接防ぐための施設
・放射性物質の放出を伴うような事故の際に，その外部拡散を抑制するための施設であり，上記の「放射性物質の放散を直接防ぐため
の施設」以外の施設
・津波防護機能を有する設備及び浸水防止機能を有する設備
・敷地における津波監視機能を有する施設
ｂＢクラス
安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設をいい，例えば，次の施設が挙げられる。・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，一次冷却材
を内蔵しているか又は内蔵し得る施設
・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし，内蔵量が少ない又は貯蔵方式により，その破損により公衆に与える放射線の影響が実用炉規則２条２項６号に規定する「周辺監視区域」外における年間の線量限度に比べ十分小さいものは除く。）
・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で，その破損により，公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設
・使用済燃料を冷却するための施設
・放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制する
ための施設で，Ｓクラスに属さない施設
ｃＣクラス
Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設をいう。
(ｲ)外部電源の耐震重要度分類
外部電源の耐震重要度分類は，前記(ｱ)ａ，ｂのＳクラス又はＢクラスに属する施設ではないため，Ｃクラスに属する。
(ｳ)使用済燃料貯蔵施設の耐震重要度分類
使用済燃料貯蔵槽及び補給水施設の耐震重要度分類は，Ｓクラスに属する（前記(ｱ)ａの「使用済燃料を貯蔵するための施設」に該当する。）。冷却系の耐震重要度分類は，Ｂクラスに属する（前記(ｱ)ｂの「使用済燃料を冷却するための施設」に該当する。）。
(ｴ)非常用取水設備の耐震設計
「耐震設計に係る工認審査ガイド」（別紙２の第４(29)，乙イＤ１２の１４）では，非常用取水設備に関連する海水ポンプ基礎，海水管ダクト等が「屋外重要土木構造物」とされ，屋外重要土木構造物及びその他の土木構造物について，ＪＥＡＧ４６０１の規定を参考に，Ｃクラスの建物・構造物に適用される静的地震力を考慮していること，屋外重要土木構造物の耐震設計に当たっては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対する安全機能の保持を確認するため，水平方向及び鉛直方向の基準地震動Ｓｓに基づく構造物の地震力を適用していることが求められている。
(2)ＩＡＥＡ安全基準ＳＳＲ－２／１の定め
ＩＡＥＡ安全基準の個別安全要件であるＳＳＲ－２／１（前記３(2)）には，次のような規定が存在する（乙イＤ６３）。
ア要件２２    安全重要度分類
全ての安全上重要な機器等は特定されなければならず，また，それらの機能とそれらの安全上の重要度に基づいて分類されなければならない。安全上重要な機器等の安全上の重要度分類の分類方法は，以下の因子に十分に配慮をして，主として決定論的手法に基づいて，必要な場合は確率論的手法で補完して行わなければならない。
①設備によって果たされるべき安全機能
②安全機能を果たせなかったときの影響
③安全機能を果たすために設備が起動される頻度
④想定起因事象が発生してから安全機能を果たすために設備が起動される時間又は安全機能を果たすために設備が起動される期間
イ要件２３    安全上重要な機器等の信頼性
安全上重要な機器等の信頼性は，それらの安全上の重要度に相応していなければならない。
(3)原告らの主張について


ア安全重要度分類及び耐震重要度分類の合理性
前記(1)ア及びイのとおり，安全施設は，その安全機能の重要度に応じて安全機能が確保されなければならないとされ（設置許可基準規則１２条１項），同規則の解釈１２条の１により，重要度分類審査指針が定める安全重要度分類が適用される。
また，前記(1)ア及びウのとおり，設計基準対象施設の有すべき耐震性について，地震による当該施設の安全機能喪失に起因する放射線による公衆への影響に応じて定めるべきものとされ（設置許可基準規則４条２項），同規則の解釈（別記２の２）が，耐震重要度分類を定めている。一方，前記(2)のとおり，ＩＡＥＡ安全基準であるＳＳＲ－２／１は，「全ての安全上重要な機器等は特定されなければならず，また，それらの機能とそれらの安全上の重要度に基づいて分類されなければならない」（要件２２），「安全上重要な機器等の信頼性は，それらの安全上の重要度に相応していなければならない」（要件２３）と定めているのであり，我が国の安全重要度分類及び耐震重要度分類と同様の考え方を採用しているものといえる。
イ外部電源
外部電源の安全重要度分類はＰＳ－３，耐震重要度分類はＣクラスに分類されるところ（前記(1)イ(ｲ)，ウ(ｲ)），原告らは，福島原発事故は外部電源の喪失が一要因となって発生しており，これらの分類の格上げが必要である旨を主張する。
しかし，外部電源系による電力は，遠く離れた他の発電所から電線路や変電所等を経由して供給されるものであり，原子力事業者において，発電所外の長大な電線路や複数の変電所等を管理し，信頼性を確保することは不可能というべきであって，もとより発電所内の外部電源設備のみ重要度分類を高めることも実益に乏しいから，そもそも大規模な自然災害等が発生した際に外部電源の供給は期待することができないというべきであり，外部電源の安全性に重きを置かず，外部電源が喪失することを前提として非常用電源設備の重要度に重きを置く設置許可基準規則等の定めが，それ自体不合理であるとはいえない。また，確立された国際基準に照らして不合理であると認めるべき事情は見当たらない。
ウ使用済燃料貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽は，安全重要度分類がＰＳ－２に，耐震重要度分類がＳクラスに分類され，補給水施設は，安全重要度分類がＭＳ－２に，耐震重要度分類がＳクラスに分類され，冷却系は，安全重要度分類がＰＳ－２に，耐震重要度分類がＢクラスに分類されるところ（前記(1)イ(ｳ)，ウ(ｳ)），原告らは，これらの施設はいずれも安全重要度分類をクラス１に，耐震重要度分類をＳクラスに分類する必要がある旨を主張する。しかし，使用済燃料貯蔵槽に貯蔵される使用済燃料は，時間の経過により崩壊熱が急速に低下し，運転停止の１秒後には定格出力時の７％前後，２４時間後には１％未満になることが認められ（乙イＤ４１・１７７頁），使用済燃料の冠水が維持されていれば基本的な安全性が保たれると考えられるところ，使用済燃料貯蔵槽及び補給水施設の耐震重要度分類はＳクラスに分類され，津波その他地震以外の自然現象によっても安全性が損なわれない設計であることが要求されていること（設置許可基準規則５条，６条），補給水施設の安全重要度分類はＭＳ－２に分類されているものの，クラス１の施設と同様，安全設計審査指針の指針４８における重要度の特に高い安全機能に当たるものとされ，外部電源又は非常用所内電源のいずれからも電力の供給を受けられる設計であることが求められていること（前記(1)イ(ｳ)），冷却系は，その機能を喪失したとしても，補給水設備により機能を代替できると考えられることからすると，それぞれの施設・設備の機能に応じた分類がなされているものと解される。
前記アのとおり，安全機能の重要性や安全機能喪失に伴う影響に応じて安全重要度分類や耐震重要度分類を定める考え方自体は合理性を有するというべきところ，上記のような使用済燃料の物理的特性等を踏まえれば，使用済燃料貯蔵施設（補給水施設及び冷却系を含む。）の安全重要度分類及び耐震重要度分類の分類が不合理とはいえず，確立された国際基準に反すると認めるべき事情も見当たらない。
エ非常用取水設備
原告らは，被告電源開発が，本件設置変更許可申請において，非常用取水設備の耐震重要度分類をＣクラスとしており（甲Ｄ８６の８０頁），基準地震動の地震力によっても破損等の危険がある旨，また，非常用取水設備の安全重要度はクラス１に分類されるべきであり，多重性又は多様性及び独立性を備える必要があるところ，本件原発の非常用取水設備の３系統ある取水口及び水路が隣接しており，独立性が不十分である旨を主張する。しかし，前記(1)ウ(ｴ)のとおり，新規制基準においては，非常用取水設備に関連する海水ポンプ基礎，海水管ダクト等について，基準地震動による地震力に対する安全機能の保持が求められている。また，非常用取水設備の安全重要度をクラス１に分類すべきとの主張がいかなる根拠によるものかは明らかではなく，前記３(1)ア(ｲ)のとおり，設置許可基準規則において，重要度の特に高い安全機能を有する系統については，多重性又は多様性及び独立性を備えた設計であることが求められていることからすると，審査基準そのものに不合理な点は見いだせない。なお，原告らの当該主張のうち，本件原発の具体的な設備についていう部分は，具体的審査基準の不合理性をいうものとは認められず，前記第１の２で説示のとおり，本件設置変更許可申請に対する規制委員会の審査及び判断が未了の現時点において，同審査基準に適合しないことを理由として本件原発に重大な事故発生の具体的危険性があると認めることはできないから，原告らの主張は採用できない。
５深層防護とシビアアクシデント対策について
(1)規制基準の概要
ア設置許可基準規則と同規則の解釈
前記１(2)イのとおり，福島原発事故の教訓から，新規制基準において深層防護の考え方が採用され，設置許可基準規則第３章で重大事故等対策が求められている。その概要は，前記１(3)イ（別紙２７参照）のとおりであるが，このうち主なものを具体的に述べると，以下のとおりである。(ｱ)重大事故等への対策とその有効性評価（同規則３７条関係）
ａ炉心の著しい損傷防止のための対策


(a)発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない（同規則３７条１項）。(b)上記(a)の「重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合」とは，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる構築物，系統及び機器がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する以下のⅰ)及びⅱ)の事故シーケンスグループ（想定する事故シーケンスグループ）とする。なお，ⅰ)の事故シーケンスグループについては，ⅱ)における事故シーケンスグループの検討結果如何にかかわらず，必ず含めなければならない（同規則の解釈３７条の１－１）。
ⅰ)必ず想定する事故シーケンスグループ（①ＢＷＲについて）
・高圧・低圧注水機能喪失
・高圧注水・減圧機能喪失
・全交流動力電源喪失
・崩壊熱除去機能喪失
・原子炉停止機能喪失
・ＬＯＣＡ時注水機能喪失
・格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）ⅱ)個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループ①個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
②その結果，上記ⅰ）の事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループが抽出された場合には，想定する事故シーケンスグループとして追加すること。なお，「有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループ」については，上記ⅰ）の事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるか等から総合的に判断するものとする。
(c)また，上記(a)の「炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたもの」とは，以下に掲げる要件を満たすものであることをいう（同規則の解釈３７条の１－２）。
ⅰ)想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては，炉心の著しい損傷を防止するための十分な対策が計画されており，かつ，その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認する。ⅱ)想定する事故シーケンスグループのうち炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待することが困難なもの（格納容器先行破損シーケンス，格納容器バイパス等）にあっては，炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることを確認する。ｂ原子炉格納容器の破損及び外部への放射性物質拡散の防止(a)発電用原子炉施設は，重大事故が発生した場合において，原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない（同規則３７条２項）。
(b)上記(a)の「重大な事故が発生」において想定する格納容器破損モードは，以下のⅰ)及びⅱ)の格納容器破損モード（想定する格納容器破損モード）とする。なお，ⅰ)の格納容器破損モードについては，ⅱ)における格納容器破損モードの検討結果如何にかかわらず，必ず含めなければならない（同規則の解釈３７条の２－１）。
ⅰ)必ず想定する格納容器破損モード
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
・高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
・原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
・水素燃焼
・格納容器直接接触（シェルアタック）
・溶融炉心・コンクリート相互作用
ⅱ)個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード①個別プラントの内部事象に関するＰＲＡ及び外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること。
②その結果，上記ⅰ)の格納容器破損モードに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす格納容器破損モードが抽出された場合には，想定される格納容器破損モードとして追加すること。(c)上記(a)の「原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたもの」は，想定する格納容器破損モードに対して，原子炉格納容器の破損を防止し，かつ，放射性物質が異常な水準で敷地外へ放出されることを防止する対策に有効性があることを確認することを要する（同規則の解釈３７条の２－２）。
また，上記の「有効性があることを確認する」際，放射性物質の総放出量は，放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであることという評価項目を含む評価項目を概ね満足することを要する（同規則の解釈３７条の２－３(c)）。
ｃ貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止対策
発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない（同規則３７条３項）。
ｄ運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷防止対策発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，運転停止中における発電用原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない（同規則３７条４項）。
(ｲ)故意による大型航空機の衝突等への対処（同規則４２条関係）ａ工場等には，次に掲げるところにより，特定重大事故等対処施設（重大事故等対処施設のうち，テロリズムにより炉心の著しい損傷が発生するおそれがある場合又は炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損による工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を抑制するためのもの）を設けなければならない（同規則４２条）。なお，当該規定は，平成２８年１月１２日時点で現に設置され又は設置に着手されている発電用原子炉施設については，平成２５年７月８日以降最初に行われる工事認可の日から起算して５年間，適用されない（附則２項）。
①原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
②原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を有するものであること。
③原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生後，発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの間，使用できるものであること。
ｂ上記ａ①の「原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」とは，以下に掲げる設備又はこれらと同等以上の効果を有する設備とする（同規則の解釈４２条の１）。
・原子炉建屋及び特定重大事故等対処施設が同時に破損することを防ぐために必要な離隔距離（例えば１００ｍ以上）を確保すること，又は故意による大型航空機の衝突に対して頑健な建屋に収納すること。


ｃ上記ａ③の「発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの間，使用できるものであること」とは，「例えば，少なくとも７日間，必要な設備が機能するに十分な容量を有するよう設計を行うことをいう」ものとされる（同規則の解釈４２条の４）。
(ｳ)常設設備と可搬型設備について（同規則４３条２項，３項）ａ常設重大事故等対処設備は，以下に掲げるものでなければならない（同規則４３条２項）。
(a)想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(b)原則として，２以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。
(c)共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
ｂ可搬型重大事故等対処設備は，以下に掲げるものでなければならない（同条３項）。
(a)想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(b)常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(c)地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で，常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(d)想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(e)共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ｴ)非常用電源設備について
発電用原子炉施設で必要となる電源として，通常運転時は外部電源系等が利用されるが，事故等発生時には，非常用ディーゼル発電機から電力を供給し，非常用ディーゼル発電機も機能を喪失した場合は，非常用直流電源（蓄電池等）が必要となる（乙イＤ４１）。
新規制基準では，福島原発事故の教訓を踏まえ，電源に関する規制が強化されており，その概要は，設計基準対象施設に係る規制を含め，次のとおりである（別紙３０参照）。
ａ設計基準対象施設における要求（同規則３３条）発電用原子炉施設には，非常用電源設備を設けなければならない（同規則３３条２項）。
設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも２回線は，それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設において受電可能なものであり，かつ，それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するものでなければならない（同条４項）。非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は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設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するため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（同条７項）。なお，上記の「十分な容量」は，７日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機等の連続運転により必要とする電力を供給できることをいう（同規則の解釈３３条の７）。ｂ重大事故等対策としての電源設備（同規則５７条関係）発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならない（同規則５７条１項）。上記の「必要な電力を確保するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう（同規則の解釈５７条の１）。
(a)代替電源設備を設けること
ⅰ)可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備すること。ⅱ)常設代替電源設備として交流電源設備を設置すること。ⅲ)設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図ること。
(b)所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずに８時間，電気の供給が可能であること。
(c)２４時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気（直流）の供給を行うことが可能である可搬型直流電源設備を整備すること。発電用原子炉施設には，前記により設置される電源設備のほか，電源喪失により重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷等を防止するための常設の直流電源設備を設けなければならない（同規則５７条２項）。なお，当該規定は，平成２８年１月１２日時点で現に設置され又は設置に着手されている発電用原子炉施設については，平成２５年７月８日以降最初に行われる工事認可の日から起算して５年間，適用されない（附則２項）。
上記の電源設備は，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう（同規則の解釈５７条の２）。・負荷切り離しを行わずに８時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り１６時間の合計２４時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう１系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設備（３系統目）を整備すること。
イ有効性評価ガイド
有効性評価ガイド（乙イＤ１２の６から８まで）は，設置許可基準規則３７条の規定のうち，評価項目を満足することを確認するための手法の妥当性を審査官が判断する際に参考とするものであり，以下の点を確認することが定められている。
(ｱ)炉心損傷防止対策の有効性評価の手法及び範囲（２．２．１）複数の対策（例えば，常設設備と可搬型設備）がある場合には，各々の対策について有効性を評価することを基本とする。ただし，評価条件の包絡性が示すことができれば，包絡条件による有効性評価で代表してもよい。
格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね５ｍＳｖ以下）を確認する。
(ｲ)炉心損傷防止対策の有効性評価の共通解析条件（２．２．２）
ａ設計基準事故対処設備の適用条件
故障を想定した設備を除き，設備の機能を期待することの妥当性（原子炉の圧力，温度及び水位等）が示された場合には，その機能を期待できる。
故障を想定した設備の復旧には期待しない。
ｂ重大事故等対処設備の作動条件
重大事故等対処設備の作動条件において，作動環境等の不確かさがある場合は，その影響を考慮する。


重大事故等対処設備について，単一故障は仮定しない。(ｳ)格納容器破損防止対策の有効性評価の手法及び範囲（３．２．１）設置許可基準規則の解釈３７条の２－３(c)（前記ア(ｱ)ｂ(c)参照）の「放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること」を確認するため，想定する格納容器破損モードに対して，Ｃｓ－１３７（セシウム１３７）の放出量が１００ＴＢｑを下回っていることを確認する。
ウ大規模損壊について
発電用原子炉施設の設置者には，技術的能力基準（乙イＤ１１の６）において，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模損壊が発生した場合の体制の整備や必要な資機材の整備が求められており（同基準２．１），これについては，改正原子炉等規制法４３条の３の２４第１項に基づく保安規定等において規定される方針であることを確認することとされている。また，実用炉規則（乙イＤ９の１）８６条において，発電用原子炉施設の設置者には，同法４３条の３の２２第１項に規定される保安のために必要な措置として，大規模損壊発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備が求められている。
(2)ＩＡＥＡ安全基準ＳＳＲ－２／１の定め
ＩＡＥＡ安全基準の個別安全要件であるＳＳＲ－２／１（前記３(2)参照）には，次のような規定が存在する（乙イＤ６３）。なお，同基準は，「全ての要件を既に運転中の又は建設中の原子力発電所に適用することは現実的ではないことがある。（中略）そのような設計の安全解析については，例えばその発電所に対する定期安全レビューの一環として現行の基準に対して比較し，合理的に実行可能な安全の改善によって発電所の安全運転をさらに向上させることができるかどうか判断することが期待されている」（１．３）としている。
ア要件１０    安全評価
包括的な決定論的安全評価及び確率論的安全評価は原子力発電所の設計プロセスの全体において実行されなければならない。
イ要件１６    想定起因事象
原子力発電所の設計は，重大な影響を与える可能性のある全ての予見し得る事象及び有意な発生頻度を有する予見し得る全ての事象が設計において予期され，考慮されるような，一群の包括的な想定起因事象を明確にすることに対して，体系的な方法を適用しなければならない。想定起因事象は，工学的判断並びに決定論的評価及び確率論的評価の組み合わせに基づいて特定されなければならない。
ウ要件１９    設計基準事故
設計において考慮されるべき一式の事故は，原子力発電所が放射線防護の容認限度を超えることなく耐える境界条件を設定する目的のために，想定起因事象から導かれなければならない。
エ要件２０    設計拡張状態
設計基準事故より厳しい事故又は追加の故障を伴う事故のいずれかに対して，許容できない放射線影響を生じることなく発電所が耐える能力を増強することによって，原子力発電所の安全性を一層向上させるために，工学的判断，決定論的評価及び確率論的評価に基づいて一群の設計拡張状態が導出されなければならない。これらの設計拡張状態は，設計で取り扱われるべき追加的な事故シナリオを特定するために，また，そのような事故の発生防止のための又は影響緩和のための実行可能な対策を計画するために用いられなければならない。
(3)原告らの主張について
ア重大事故等及び大規模損壊への対応に関する規定について
(ｱ)重大事故等への対応について
原告らは，設置許可基準規則上，重大事故に至った場合の対応が規定されているのは，炉心の著しい損傷（同規則３７条１項）の場合のみであり，同条３項及び４項にそれぞれ規定される燃料体等の著しい損傷の場合については，重大事故に至るおそれがある事故への対応が規定されているのみで，重大事故に至った場合の規定を欠く旨を主張する。しかし，前記１(3)イのとおり，重大事故とは，炉心の著しい損傷又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷をいうところ，設置許可基準規則３７条２項，５５条その他同規則第３章の規定全体を見れば，いずれの場合に関しても，原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するための措置を講じること等，重大事故が発生した場合の対応が要求されていることは明らかであって（なお，同規則３７条３項にいう貯蔵槽内燃料体等は，原子炉格納容器に格納されているものではないから，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の場合に原子炉格納容器の破損という事態が通常は直ちに想定されないものと考えられる。），原告らの上記主張は失当である。
(ｲ)大規模損壊への対応について
ａ原告らは，大規模な自然災害による大規模損壊（実用炉規則８６条）は，重大事故等（同規則８５条）とは別個の概念であるところ，設置許可基準規則は，大規模な自然災害による大規模損壊についての規定を欠いている旨を主張する。
しかし，実用炉規則８６条が規定する大規模損壊とは，大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊のことをいうところ，例えば，設置許可基準規則４３条３項５号（前記(1)ア(ｳ)ｂ参照）は，可搬型重大事故等対処設備に関する要求事項の一つとして，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮して保管することを求めており，想定を大幅に超える自然災害による大規模損壊も想定した規定と解される。また，同条項３号，６号，同規則５５条等も自然現象による大規模損壊の場合を排除する規定ではない。よって，同規則が大規模な自然災害に起因する大規模損壊について規定していないものではなく，原告らの上記主張は採用することができない。
ｂまた，原告らは，改正原子炉等規制法４３条の３の６第１項３号を受けて策定された技術的能力基準（乙イＤ１１の６）の「Ⅱ要求事項」が，保安規定等を確認するとしていることについて，同法４３条の３の６第１項３号は設置許可基準を定めるものであるから，同号において要求される能力は，重大事故に対処する設備を設置し運転する能力であって，技術的能力基準がこれを問題にしないのは同号に反する旨を主張する。


しかし，同号における「重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力」は，「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」の一部をなすものであって，同号は施設の設置に係る技術的能力について規定するものではないというべきであるから（施設自体の問題に関しては同項４号が規定するものと解すべきである。），原告らの上記主張も採用することができない。また，原告らは，保安規定は設置許可基準に代替できるものではないとも主張するが，いずれの段階で規制されるにせよ，許認可を受けない限り運転開始には至らないことからすると，本件差止訴訟における人格権侵害の具体的危険性の有無を判断するに当たっては，いずれの段階での規制であるかという点は，直ちに結論を左右するものとはいえない。この点を措くとしても，保安規定という形で規制することが，確立された国際的基準に照らして相当でないと認めるに足りる事情については，主張立証がない。
(ｳ)常設重大事故等対処設備に求められる水準について原告らは，設計基準対処設備（ママ）と常設重大事故対処設備（ママ）で地震動の想定が同一であるため（なお，原告らの主張は，設置許可基準規則３９条１項により，常設重大事故等対処設備〔同規則２条２項１４号から１６号まで，４３条２項〕が設置される重大事故等対処施設〔同規則２条２項１１号〕が，同規則４条の設計基準対象施設と同じ地震動による地震力を想定したものとなっていることを指摘する趣旨と解される。），基準地震動による地震力を超える地震力により同時に機能を喪失するおそれがある旨を主張する。
しかし，原告らも指摘するとおり，常設重大事故等対処設備は，多様性を確保することで（設置許可基準規則の解釈４３条の４），過酷な状況下においても同時に機能を喪失しないよう配慮している上，後記ウのとおり，そもそも，重大事故等対処設備は，想定を超える事態に柔軟に対処するため，可搬型設備による対策を基本とするものであるから（乙イＤ４１・１５４頁），原告らの主張するところをもって具体的審査基準が不合理であるとはいえない。
イ有効性評価について
(ｱ)原告らは，設置許可基準規則３７条１項の有効性評価について，同規則の解釈３７条の１－３が，シビアアクシデントに至る前の設計基準事故に関する安全評価審査指針（甲Ｄ４８，乙イＤ４９）の４．２と同じ判断基準を採用していることを指摘して，同項がシビアアクシデント対策に関する規定であって，より制御が困難な事故に関するものであるにもかかわらず，制御に成功しなかった場合を考慮せず，安全設備が有効に働く場合だけを評価するのは，安全性に関する考慮が不十分である旨を主張する。
しかし，同規則の解釈３７条の１－３の定めは，有効性評価におけるイベントツリーを具体的に示したものではなく，確認目標を定めたものと解されるから，例示された事項のみ確認することを求めたものではないというべきである。そもそも，安全性に係る審査基準は，現在の科学技術水準を構成する科学的，技術的知見が将来変わり得ることを前提に，安全性につき審査する基準であるから，その規定の在り方については，一定程度，概括的あるいは抽象的なものにならざるを得ないというべきであり，有効性評価に関していえば，その具体的手順の全てが同規則又は同規則の解釈に定められているわけではなく，また，そのことをもって不合理であるということもできない。
そして，設置許可基準規則３７条１項は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷（重大事故）の発生を防止する措置を講じることを求めるものであるから，当該措置により，設計基準事故に対する措置による結果と同様の結果（炉心の安定）を求めるのはむしろ当然といえる。また，同項の措置による制御が成功せず，炉心の著しい損傷（重大事故）に至った場合については，同条２項により，原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するための措置が講じられていることが要求されているのであるから，同規則が制御に成功しなかった場合を考慮せず，安全設備が有効に働く場合だけを評価するものではないことは明らかである。なお，原告らは，外部事象レベル２（放射性物質の放出）の安全性評価を実施しないことが不十分であるかのようにも主張するところ，被告電源開発が本件原発について行う有効性評価の当否は別として（前記第１の２で説示のとおり，本件設置変更許可申請に対する規制委員会の審査及び判断が未了の現時点において，被告電源開発が本件原発について行う有効性評価の当否を理由として，本件原発に重大な事故発生の具体的危険性を認めることは困難である。），ＩＡＥＡ安全基準の安全指針「原子力発電所のシビアアクシデントマネジメント計画」（No.ＮＳ－Ｇ－２．１５）（乙ロＡ８７）においても，レベル２の確率論的安全評価（ＰＳＡ）は必ずしも必須とはされておらず，他に確立された国際基準に照らして不合理であることを裏付ける事情は見当たらない。(ｲ)原告らは，設置許可基準規則３７条の規定を受けて策定された有効性評価ガイドについて，その内容が抽象的で具体的な事故の想定を欠いていることを主張する。
しかし，有効性評価ガイドが拘束力のある具体的審査基準に当たるかどうかをさて措くとしても，前記のとおり，科学技術的知見が将来変わり得るものであることからすると，審査基準は一定程度，概括的あるいは抽象的なものにならざるを得ないというべきであるから，審査基準の定めが抽象的であることは，現時点における本件原発の安全性に係る判断を直ちに左右するものとはいえない。
また，原告らは，有効性評価ガイドにおけるシビアアクシデントの解析条件に「重大事故等対処設備について，単一故障は仮定しない」などとされている点が問題であるかのようにも主張するが，同ガイドに示された解析条件とは異なる条件（それがどのような解析条件であるかは原告らの主張によっても明らかではない。）により解析することの意義が原告らの主張によっても明らかではなく，採用の限りではない（なお，本件原発に係る有効性評価の在り方を問題にする趣旨であるとすれば，前記のとおり，現時点において，その点を理由として本件原発に重大な事故発生の具体的危険性を認めることは困難であるから，原告らの主張は失当である。）。
さらに，原告らは，設置許可基準規則３７条（同規則の解釈３７条）が挙げる事故シーケンスの例が少なく，米国において，ＤＣＤＣｈ.１９（甲Ｄ１３０の１・１７～３１頁，証人佐藤暁）により約１万９０００通りのシビアアクシデントのシナリオが作られていることと比較して，明らかに想定が不足している旨を主張する。
しかし，上記証拠によっても，原告らのいう「約１万９０００通りのシビアアクシデントのシナリオ」が，誰が作成し，どのような性質を有するものか明らかではない。原告らの主張からして，ＤＣＤは，原子力事業者が原子力施設の設置に当たりＮＲＣに提出する文書であることがうかがわれるところ，米国においてかかる事故シナリオが作成されているとしても，そのことから，設置許可基準規則の定めが不合理であるということはできない。
ウ可搬型設備と常設設備


設置許可基準規則は，シビアアクシデント対策について，可搬型設備を基本とし，常設設備との組み合わせにより信頼性の向上を図っているところ（乙イＤ４１・１５５頁），原告らは，炉心損傷が短時間のうちに生じること，可搬型設備の稼働に時間を要することを指摘して，シビアアクシデント対策は，常設設備を基本とすべき旨を主張する。
しかし，常設設備は，多様性等により信頼性を向上させても，設計上の想定を超えた事象に対処することが困難になるリスクが存在する（前記ア(ｳ)参照）一方，可搬型設備については，配置の分散等により，より過酷な状況下においても機能の維持が期待できると考えられること，稼働に要する時間についても，運用等により改善が見込めることに照らすと，設置許可基準規則が可搬型設備を基本とし，常設設備との組み合わせにより信頼性の向上を図っていることが不合理であるとはいえない。また，可搬型設備を基本とすることが，確立された国際基準に照らして不合理であると認めるに足りる証拠もない。
エ電源設備（設計基準対象施設に係るものを含む。）(ｱ)原告らは，設置許可基準規則３３条，５７条（前記(1)ア(ｴ)）が規定する非常用電源設備等の種類と容量について，その基準を満たす具体的内容が定められておらず，現実の設備が安全確保のために十分か否かを判断する基準とはなっていない旨を主張する。
しかし，発電所ごとに設備が異なる以上，その非常用電源として具体的にどの程度の電力を必要とするかも発電所ごとに異なることは明らかであり，必要な設備等の種類や電力の容量等を一律に定めることは不可能であるから，原告らの上記主張は失当である。
(ｲ)また，原告らは，設置許可基準規則の附則２項が，同規則５７条２項の直流電源設備について５年間の経過措置期間が設けていること（前記(1)ア(ｴ)ｂ）は，必要な安全性を欠くものであると主張する。しかし，本件設置変更許可申請は，当該経過規定にかかわらず，上記直流電源設備を設置することを内容としているものと認められるから（乙ロＤ１の３・８－１．４－１７１頁参照），当該経過規定の合理性いかんは，本件差止請求との関係においては問題とならない。
オシビアアクシデント対策のパッシブ性
原告らは，設置許可基準規則等において，欧米において採用されている受動的安全設備を採用していないことが国際基準に反する旨を主張する。しかし，原告らの指摘するＩＮＳＡＧ－１２（乙イＡ８，乙ロＡ９０）は，ＩＮＳＡＧ（国際原子力安全諮問グループ，乙イＡ７参照）が将来的な目標として定めたものであり（乙イＡ８），ＥＵＲ文書（第２巻「原子炉設備の一般的要件」，甲Ｄ１１１，１２４）は，プラントメーカーが西ヨーロッパ各国を市場として新たな原発を建設することができるよう，各国の規制基準に対応可能な共通した要求事項をとりまとめたものであって（乙イＡ９，１０），これらの文書に記載された内容が直ちに，確立した国際基準といえるものではなく，ＷＥＮＲＡの指針（甲Ｄ１２２，１２４，乙イＡ１２）は，既設原子炉の設計基準に関する規定であって，重大事故等の対処に関する規制ではない。米国ＮＲＣのポリシー・ステイトメントも規制要件（１０ＣＦＲ）を示すものではなく（乙イＡ１３参照），他方，規制要件である１０ＣＦＲにおいて，受動的安全設備の採用が必須であるとされているものとは認められない（乙イＡ１４）。その他，重大事故等の対処に係る設備に受動的安全設備を採用すべきことが，確立された国際基準であることを認めるに足りる証拠はない。
なお，ＩＮＳＡＧ－１２は，受動的安全機能の利点と欠点を挙げ，それらが設計過程において慎重に考慮されることや，最終的に能動的な安全機能が必要かもしれないことを示しており（乙ロＡ９０，証人Ｄ），受動的安全設備を一方的に推奨しているものではない。
したがって，受動的安全設備を必須のものとしていない我が国の審査基準が不合理であるとはいえない。
６テロ対策について
原告らは，設置許可基準規則がテロ対策について詳細な定めを置いていないこと，原子力事業者のテロ対策に係る規制委員会の審査が公開されていないこと（なお，前記第１の１(7)イ(ｳ)のとおり，本件設置変更許可申請に係る規制委員会の審査会合も，テロ対策に関するものは非公開である。）を指摘して，新規制基準が国際的基準を踏まえていない旨を主張する。しかし，前記５(1)ア(ｲ)，同(ｳ)ｂ(c)のとおり，設置許可基準規則はテロリズムを含めてその対応を求め，前記１(3)イ，５(1)ウのとおり，技術的能力基準及び実用炉規則８６条は大規模損壊に対する整備を求めているところであって，テロ対策への対応も規制基準に含まれている。また，前記のとおり，科学技術的知見が将来変わり得るものであることからすると，審査基準は一定程度，概括的あるいは抽象的なものにならざるを得ないというべきである上，テロ対策の性質上，規制の具体化には馴染まないと考えられるから，これ以上に詳細な定めがないということが不合理とはいえない。
さらに，原告らがいかなる根拠をもってテロ対策の内容を公開するのが国際基準とするのか不明である上，テロ対策は，その性質上，内容を公開することによって，当該テロ対策の間隙を狙った攻撃を受けるリスクが生じるから，その審査過程を非公開とすることは十分合理的であるというべきであり，原告らの主張は採用することができない。
なお，原告らは，米国においては，規制側が用意する仮想敵チームが原発に攻撃を仕掛けてくるのを，原発の戦闘部隊が撃退することを実証することも要求されている旨を主張するが，我が国の法制度上，民間人が拳銃等を所持することは許されておらず，原発の事業者が原発に武装した警備員等を配置することは不可能であることは明らかであって，テロ行為に対しては，国，地方公共団体及び指定公共機関が対応することが予定されている（事態対処法）。原告らの当該主張は，我が国において議論する前提を欠くものであり，また，法制度の異なる米国との比較が直ちに新規制基準の不合理性を基礎付けるものとはいえない。
７深層防護と立地評価・避難計画について
(1)立地審査指針の内容と位置付け
ア立地審査指針（甲Ａ９，甲Ｄ４７，乙イＢ１）は，昭和３９年に原子力委員会が決定し，平成元年に安全委員会が一部改定したものであり，万一の事故に関連して，その立地条件の適否を判断するためのものである。
(ｱ)原則的立地条件


立地審査指針では，万一の事故に備え，公衆の安全を確保するための原則的立地条件として，以下の３条件を規定している（同指針１．１）。ａ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。
ｂ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。
ｃ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うる環境にあること。
(ｲ)基本的目標
また，同指針は，上記(ｱ)の原則的立地条件を踏まえて達成すべき基本的目標として，以下の３点を規定している（同指針１．２）。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，最悪の場合には起るかもしれないと考えられる（旧）重大事故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（旧）重大事故を超えるような技術的見地からは起るとは考えられない（旧）仮想事故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（旧）仮想事故の場合には，集団線量に対する影響が十分に小さいこと。
(ｳ)立地審査の指針
同指針は，上記(ｲ)の基本的目標を達成するため，少なくとも以下の３条件が満たされていることを確認しなければならないとされている（同指針２，同指針別紙２）。
ａ（旧）重大事故の場合に，そこに人がいつづけるならば，その人に放射線障害を与えるかもしれないと判断される距離までの範囲（目安としては，甲状腺〔小児〕に対する線量が１．５Ｓｖ，全身に対する線量が０．２５Ｓｖに達する区域）内が，非居住区域（公衆が原則として居住しない区域をいう。）となっていること。
ｂ（旧）仮想事故の場合に，何らの措置を講じなければ，その範囲内にいる公衆に著しい放射線災害を与えるかもしれないと判断される範囲（目安としては，甲状腺〔成人〕に対する線量が３Ｓｖ，全身に対する線量が０．２５Ｓｖに達する区域）内であって，上記非居住区域の外側の地帯は，低人口地帯（著しい放射線災害を与えないために，適切な措置を講じ得る環境にある地帯〔例えば，人口密度の低い地帯〕をいう。）となっていること。
ｃ（旧）仮想事故の場合に，全身線量の積算値（集団中の一人一人の全身線量の総和）が，集団線量の見地から十分受け入れられる程度に小さな値（目安としては，全身線量の積算値２万人Ｓｖ）となるような距離だけ，その敷地が人口密集地帯から離れていること。イ立地審査指針は，現時点においても改廃されていないが，改正原子炉等規制法４３条の３の６第１項４号の原子力規制委員会規則として策定された設置許可基準規則（乙イＤ９の３）及び同規則の解釈（乙イＤ１１の２）には引用されていない。また，立地審査指針そのものは，改正原子炉等規制法４３条の３の６第１項４号の原子力規制委員会規則に当たらない。(2)改正原子炉等規制法下における緊急時対応と防災対策
ア重大事故等対策
立地審査指針は，前記(1)アのとおり，万一の事故に備えて定められたものであったが，その内容のうち，深層防護の第４段階目に相当する部分については，前記１(2)イ及び(3)イのとおり，改正原子炉等規制法下では設置許可基準規則第３章に規定が設けられた。
イ緊急時対応施設の整備
深層防護の第５段階目に相当する部分のうち，緊急時対応施設の整備に関しては，設置許可基準規則に，以下の点を含む施設や設備の整備に関する規定がある。
(ｱ)発電用原子炉施設には，原子炉制御室を設けなければならない（２６条１項）。この原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない（５９条）。(ｲ)工場等には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない（３４条）。この緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられなければならない（６１条）。
(ｳ)発電用原子炉施設には，重大事故等が発生した場合において，重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難であっても当該パラメータを推測するために有効な情報を把握できる設備（５８条），工場等及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視・測定し記録することのできる設備（６０条），通信連絡を行うために必要な設備（６２条）等を設けなければならない。
ウ防災対策
前記１(2)イのとおり，設置許可基準規則においては，深層防護の第５段階目に相当する部分のうち防災対策に関する規定は存在せず，防災対策については原災法及び災害対策基本法により規定されている。(ｱ)災害対策基本法は，国土並びに国民の生命，身体及び財産を災害（原子力災害を含む。）から保護するため，防災に関し，基本理念を定め，国，地方公共団体及びその他の公共機関を通じて必要な体制を確立し，責任の所在を明確にするとともに，防災計画の作成，災害予防，災害応急対策，災害復旧及び防災に関する財政金融措置その他必要な災害対策の基本を定めることにより，総合的かつ計画的な防災行政の整備及び推進を図り，もって社会の秩序の維持と公共の福祉の確保に資することを目的とする法律である（同法１条）。
原災法は，原子力災害の特殊性に鑑み，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（原子炉の運転等により放射性物質又は放射線が異常な水準で原子力事業所外へ放出された事態）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，原子炉等規制法，災害対策基本法その他原子力災害の防止に関する法律と相まって，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法律である（同法１条）。
(ｲ)原子力災害予防対策は，国，地方公共団体及び原子力事業者等が相互に連携を図りながら協力して実施すべきものとされ（原災法６条），このうち避難計画の策定等については，地方公共団体が中心となって行うこととなる。


すなわち，都道府県及び市町村は，それぞれ地域並びに住民の生命，身体及び財産を災害から保護するため，原子力災害に係る防災に関する計画を作成し，実施する責務を負う（原災法５条，災害対策基本法４条１項，５条１項）。そして，都道府県に設置される都道府県防災会議及び市区町村に設置される市町村防災会議（その設置がないときは市町村長）は，それぞれ，原子力災害について，地域防災計画を作成するものとされ（原災法２８条，災害対策基本法１４条，４０条），この地域防災計画として，ＰＡＺ（予防的防護措置を準備する区域。発電用原子炉では，当該施設から概ね半径５ｋｍの区域をいう。）及びＵＰＺ（緊急時防護措置を準備する区域。発電所原子炉施設では，当該施設から概ね半径３０ｋｍの区域をいう。）圏内の住民の広域避難計画の作成等を行っている（乙イＤ７０）。
国については，内閣府に設置される中央防災会議が，防災に関する総合的かつ長期的な計画及び地域防災計画において重点を置くべき事項等を定める防災基本計画を作成するとともに（災害対策基本法１１条，３４条，３５条），原発の所在する地域ごとに設置される地域原子力防災協議会（原子力規制庁を含む関係府省庁，地方公共団体等を構成員とするもの）における要配慮者対策，避難先や移動手段の確保，原子力事業者に協力を要請する内容等についての検討及び具体化を通じて，地域防災計画や避難計画の具体化・充実化の支援を行っている（乙イＤ６８，６９）。また，規制委員会は，専門的・技術的事項について，原子力事業者，国の各機関，地方公共団体等による原子力災害対策の円滑な実施を確保するための指針（原子力災害対策指針，乙イＤ７０）を定めることとされている（原災法６条の２）。
(ｳ)一方，原子力事業者（改正原子炉等規制法４３条の３の５第１項に基づく設置許可を受けた者）は，原子力災害の発生の防止に関し万全の措置を講ずるとともに，原子力災害の拡大の防止及び原子力災害の復旧に関し，誠意をもって必要な措置を講ずる責務を負い（原災法３条），原子力事業所ごとに，当該原子力事業所における原子力災害予防対策，緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策その他の原子力災害の発生及び拡大を防止し，並びに原子力災害の復旧を図るために必要な業務に関し，原子力事業者防災業務計画を作成するなどしなければならないとされている（同法７条１項）。
この原子力事業者防災業務計画は，改正原子炉等規制法４３条の３の２４第１項の規定に基づく保安規定の認可の申請書を提出する日までに作成しなければならないとされており（原災法に基づき原子力事業者が作成すべき原子力事業者防災業務計画等に関する命令〔平成２４年９月１４日号外文部科学省，経済産業省令第４号〕２条５項），同計画は，地域防災計画に抵触しないようにしなければならず（原災法７条１項），また，あらかじめ都道府県知事等と協議しなければならない（同条２項）。そして，かかる義務を実効化するために，内閣総理大臣及び規制委員会は，原子力事業者が上記の規定に違反していると認めるとき，又は原子力事業者防災業務計画が当該原子力事業所に係る原子力災害の発生若しくは拡大を防止するために十分でないと認めるときは，原子力事業者に対し，同計画の作成又は修正を命ずることができ（同条４項），仮に原子力事業者がこれに違反した場合，規制委員会は，設置許可の取消し又は１年以内の期間を定めて発電用原子炉の運転の停止を命ずることができるとされている（改正原子炉等規制法４３条の３の２０第２項２２号）。(3)ＩＡＥＡ安全基準における深層防護の第５層目に関する規定ア政府，法律及び規制の安全に対する枠組み（No.ＧＳＲ    Part１）ＩＡＥＡ安全基準の全般的安全要件である「政府，法律及び規制の安全に対する枠組み（No.ＧＳＲPart１）」（乙イＤ１７）は，政府，法律及び規制の安全に対する枠組みに関する要件を制定する目的で策定されたものである。この中には，次の規定が存在する。
要件８緊急時準備及び緊急時対応
政府は，原子力又は放射線の緊急事態に対する時宜を得た効果的な対応を可能にするために，緊急時準備に関する方策を講じなければならない。
２．２０政府は，各許認可取得団体に対して，緊急時対応計画を策定する責任及び緊急時準備と緊急時のための取決めを整える責任を持たせなければならない。（以下省略）
イ施設と活動に対する安全評価（No.ＧＳＲ    part４）ＩＡＥＡ安全基準の全般的安全要件である「施設と活動に対する安全評価（No.ＧＳＲpart４）（Rev.1）」（乙イＤ７５の１及び２）は，施設及び活動に対する安全評価において満たされるべき全般的に適用可能な要件を定める目的で策定されたものである。この中には，次の規定が存在する。
要件１３深層防護の評価
４．４５深層防護の評価では，深層防護のそれぞれのレベルにおいて十分な対策が取られているかどうかが決定されなければならない。これは，施設に責任を有する人又は組織が以下のことができることを確実なものとするために行われる。
(a)通常運転からの逸脱を扱うこと。又は，処分施設の場合は，長期間の間に予想される進展からの逸脱を扱うこと。
(b)通常運転及び長期間の間に予想される進展からの，安全に関わる逸脱が万一発生した場合に逸脱を検知し終息させること。(c)設計で定められた限度内に事故を管理すること。(d)設計限度を超える事故の影響を緩和するための対策を特定すること。
(e)潜在的な放射性物質の放出に付随する放射線リスクを緩和すること。
ウ原子力又は放射線の緊急事態に対する準備と対応（No.ＧＳＲ   Part7）ＩＡＥＡ安全基準の全般的安全要件である「原子力又は放射線の緊急事態に対する準備と対応（No.ＧＳＲPart7）」（乙イＤ７４の１及び２）は，No.ＧＳ－Ｒ－２を改定したものであり，次の規定が存在する。(ｱ)要件２   緊急事態への準備と対応における役割と責任政府は，原子力又は放射線の緊急事態への準備と対応に関する役割と責任が明確に特定され，明確に割り当てられることを確実なものとするために，規定を設けなければならない。


政府は，操業組織，地域，地方及び国レベルにおける，また適切であれば国際レベルにおける原子力又は放射線の緊急事態の予測，準備，対応及び復旧のため，十分な準備を行わなければならない（４．５．）。政府は，原子力又は放射性の緊急事態への準備と対応に関する全ての役割と責任を，操業組織，規制機関及び対応組織に前もって明確に割り当てることを確実にしなければならない（４．７．）。操業組織は，適用可能な要件に従って，その責任下にある施設又は活動についての原子力又は放射線の緊急事態へのオンサイトでの準備と対応について，取決めを作成して維持しなければならない（４．１６．）。操業組織は，その責任下にある施設又は活動に関連して，原子力又は放射線の緊急事態に対して敷地内において実効的な対応をするための緊急事態の取決めが整備されていることを立証しなければならず，また規制機関にそれが保証されていることを示さなければならない（４．１７．）。
(ｲ)要件２０   緊急事態への準備と対応に関する権限政府は，原子力又は放射線の緊急事態への準備と対応に関する権限を明確に確立することを確実にしなければならない。
敷地内及び敷地外双方における原子力又は放射線の緊急事態への準備と対応に関する取決めを策定し維持し規制する権限は，法律・条例・規則によって定めなければならない（６．２．）。
５章（機能要件：緊急事態における運転管理，緊急事態の通報，緊急防護措置，公衆に対する指示などに関する規定）で示した機能は全て，適切な操業組織及び地域・地方・国の対応機関に割り当てなければならない（６．３．）。
エ原子炉等施設の立地評価（ＮＳ－Ｒ－３）
ＩＡＥＡ安全基準の安全要件であるＮＳ－Ｒ－３（甲Ｄ８１）は，原子炉等施設の立地評価の安全要件を定めるものであり，「人口及び緊急時計画に関する検討に得られる判断基準」として，次のような規定が存在する。(ｱ)人口の特性と分布に関連して，立地地点と施設の組み合わせによる影響を以下のようにしなければならない（２．２７）。
ａ施設の運転状態では，住民の放射線被ばくが，国際的な推奨事項を考慮に入れて合理的に達成可能な限り低く維持され，いかなる場合においても国の要件に従っている。
ｂ緊急時対策の実施に至り得るような事態を含む事故時状態に伴う住民への放射線リスクが，容認可能なほどに低い。
(ｲ)徹底的な評価の後，上記要件を満足するために適切な対策が施せないことが示された場合には，立地地点は，提案された種類の原子炉等施設の設置に適していないと考えなければならない（２．２８）。(ｳ)住民に対する放射線影響の可能性，緊急時計画の実行可能性とそれらの実行を妨げる可能性のある外部事象や現象を考慮し，提案された立地地点に対する外部領域を設定しなければならない。プラント運転開始に先立つ外部領域に対する緊急時計画の設定において，克服できない障害が存在しないことをプラントの建設が始まる前に確認しなければならない（２．２９）。
オ原子力発電所の安全：設計（ＳＳＲ－２／１）
ＩＡＥＡ安全基準の個別安全要件ＳＳＲ－２／１（Rev.1）（乙イＤ６３）には，前記１(2)アのとおり，深層防護の第５層目として，十分な装備を備えた緊急時対応施設の整備と，所内外の緊急事態の対応に対する緊急時計画と緊急時手順の整備が必要とされているほか（２．１３．），次の規定がある。
(ｱ)要件７   深層防護の適用
原発の設計は，深層防護を取り入れなければならない。深層防護の階層は，実行可能な限り独立したものでなければならない。
(ｲ)要件６７   所内の緊急時対応施設
発電所の重要なパラメータ並びに原発及び近隣の放射線の状況に関する情報は，関連する緊急時対応施設に提供されなければならない。各々の施設は，制御室，補助制御室及び発電所の他の重要な場所並びに所内外の緊急時対応機関と適宜，連絡するための手段を備えていなければならない。（６．４２．）
カ原子炉等施設に対する許認可プロセス（No.ＳＳＧ－１２）ＩＡＥＡ安全基準の個別安全指針「原子炉等施設に対する許認可プロセス（No.ＳＳＧ－１２）」（乙イＤ７６の１及び２）は，規制機関による許認可の付与に関する要件を満たすことに関する推奨事項を示すものであり，次の規定がある。
(ｱ)事業許可の条件は，原子炉等施設の立地評価，設計，建設，試運転，運転，廃止措置及びその後の規制管理からの解放の全ての段階で有効な規制管理を可能とするため，これらに影響を与える安全関連面を，適宜範疇に含めるべきである。これらの要件は，とりわけ，設計，放射線防護，保守実施計画，緊急時の計画と手順，改造，マネジメントシステム，運転上の限界と条件，手順及び職員の認定などの重要な側面を取り扱うべきである。さらに，事業許可の条件は，規則が改定されたときに矛盾又は不一致を回避するため，規則を参照することはあっても，規則と同じものとすべきではない。（２．１５．）
(ｲ)許認可の原則は，規制の枠組み及び法的な枠組みの中で制定されるべきである。許認可の原則の例として，施設及び（又は）活動は，施設又は活動が作業者，公衆又は環境に不当なリスクを与えないような方法で使用又は実施されることを規制機関が確認したときのみ認められるべきである。（２．１９．(a)）
(ｳ)立地地点選定の後，規制機関は，選定された立地地点の容認可能性に関する決定に関与すべきであり，この立地地点の条件を確定する権限又は安全上の懸念に基づいて提案された立地地点を却下する権限を有すべきである（３．４．）。
(ｴ)立地評価は，原子炉等施設の安全及び施設の活動の安全に影響を及ぼし得る立地地点における各要素を分析することである。これには，立地地点特性評価並びに原子炉等施設又はその活動の安全に関する特徴に影響を及ぼし，放射性物質の放出につながり得る要因の検討及び環境への放射性物質の分散に影響を及ぼし得る要因の検討を含む。規制機関によって審査，評価及び承認される立地評価では，原子炉等施設及びその活動の環境への潜在的影響も考察するべきであり，それらの不適合が予測されないことを検証するため，予備評価が実施されるべきである。（３．５．）


キ原子力発電所の定期安全レビュー（No.ＳＳＧ－２５）ＩＡＥＡ安全基準の個別安全指針「原子力発電所の定期安全レビュー（No.ＳＳＧ－２５）」には，次の規定がある。（乙ロＡ１０１）(ｱ)緊急時計画のレビューの目的は，①運用組織が，緊急事態に適切に対応できる計画，人員，施設及び機器を整備しているかどうか，②運用組織による取決めが地方及び国の行政機関の取決めと適切に調整されてきているかどうか，そして，定期的に訓練されているかどうか，を確認することである（５．１３６．）。
(ｲ)ＰＳＲ（定期安全レビュー）では，運用組織が，原発敷地での重大な変更，そして供用中における発電所の組織的な変更，緊急時用機器の保守及び保管に関する変更及び緊急時計画に影響し得る敷地の周辺の開発状況を適切に考慮したことを確認しなければならない（５．１３８．）。(ｳ)緊急時計画のレビューにおいては，以下を行わなければならない（５．１３９．）。
・敷地内の緊急用の機器及び施設の妥当性評価
・敷地内の技術・運転支援センターの妥当性評価
・緊急時における通信，特に発電所外部の組織との相互連絡の効率性評価・緊急時対応の訓練の内容及び効率性の評価及びこうした訓練から得ら
れた経験の記録確認
・定期的なレビュー並びに緊急時の計画及び手順の更新のための取決め
の評価
・緊急時用機器の保守及び保管における変更の調査
・敷地周辺における最近の住宅及び産業の開発の影響評価(ｴ)緊急時対応の訓練の記録は，運用組織及び敷地外の（緊急時対応）組織の要員の効率性及び能力，機器に求められる機能並びに緊急時計画の妥当性を評価するためにレビューしなければならない（５．１４１．）。(ｵ)警察，消防機関，病院，緊急搬送機関，規制機関，地方公共団体，中央政府，公共福祉機関，報道機関など関連する敷地外の組織との相互連絡を行うための運用組織の取決めを評価しなければならない（５．１４２．）。
(4)原告らの主張について
ア立地評価について
前記(1)イのとおり，立地審査指針は現在の審査基準として適用されないところ，原告らは，設置許可基準規則等の新規制基準において，公衆との隔離を定める規定が存在しないことは，深層防護の考え方に反する旨を主張する。
立地審査指針の内容は前記(1)アのとおりであるところ，同指針において原則的立地条件及び基本的目標として示されていたのは，①大きな事故の要因となる外部事象がない地点を選ぶための条件，②大きな事故が敷地周辺の公衆に影響を与えないための条件，③必要に応じ防災活動を講じ得る環境にあることを求める条件であり，このうち上記②については，生体が受ける放射線の影響度に応じて公衆との隔離を求めるものであったといえる。
これに対し，前記(2)アのとおり，設置許可基準規則においては，これまで規定されていなかった深層防護の第４段階に相当する重大事故等の防止対策が規定され，各種の事故を想定してＰＲＡによる評価を実施するなどして炉心の著しい損傷を防止し，放射性物質の放出を防止する対策の有効性を評価することを要求しており，その有効性評価の中で，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないため，発生事故当たり概ね５ｍＳｖ以下であることや，想定する格納容器破損モードに対して，セシウム１３７の放出量が１００ＴＢｑを下回っていることを要求するなどしており，（旧）重大事故を仮定して，目安として全身に対し０．２５Ｓｖを超える範囲を非居住区域とするなどとしていた立地審査指針（前記(1)ア）と比較しても厳しい対策を要求しているといえる。
このように，新規制基準においては，公衆との隔離という形ではないものの，公衆への影響を考慮した大きな事故の影響緩和のための規制がされており，これは，前記１(2)アのＩＡＥＡ安全基準で採用されている深層防護の考え方（第４の防護レベル）にも正に沿うものである。前記(3)の各ＩＡＥＡ安全基準の定めをみても，ＩＡＥＡ安全基準で示された第４の防護レベルを実現する手段として，低人口地帯などの概念を設けることが必須であるとまでは認められない。したがって，深層防護の第４段階目に相当する部分を重大事故等対策として定めた設置許可基準規則等の新規制基準が確立された国際基準に反する不合理なものであるとはいえず，原告らの主張を採用することはできない（なお，原告らの指摘する隔離要件の防災対策という観点からの検討については，次に述べるとおりである。）。
イ防災対策について
原告らは，新規制基準において，深層防護の第５段階に相当する防災対策に関する規定が存在せず，緊急時の防災計画が建設，運転の許可条件とされていないことを指摘して，新規制基準が深層防護を欠いたものであって不合理である旨を主張する。
(ｱ)緊急時の防災計画については，前記(2)ウのとおり，原災法及び災害対策基本法により，国，地方公共団体及び原子力事業者等が相互に連携を図りながら協力して実施すべきものとされ，住民の避難計画は，地方公共団体が中心となって作成し，国はこれを支援するものとされている一方，原子力事業者も，原子力災害の発生及び拡大を防止し，原子力災害の復旧を図るために必要な措置を講ずる責務を負うものとされ，緊急事態への対応が地方公共団体，国，原子力事業者に適切に割り当てられている。
原子炉施設における緊急時対応は，一義的に原子力事業者が責務を負うべきであるとしても，敷地外の避難計画を含む防災計画については，広域にわたる可能性があり，かつ，地域の実情に応じた対応が必要と考えられること，原子力事業者は，住民の避難計画に従って住民を行動させる権限を有していないことなどの事情からすると，自治体が中心となって避難計画を策定し，国がこれを支援し，原子力事業者がこれに抵触しないよう自治体側とも協議した上で原子力事業者防災業務計画を作成するものとされていることは，実効性のある防災対応のため十分に合理性を有するものというべきである。また，前記の事情からすると，必ずしも各地域の実情等に精通していない規制委員会が避難計画の適否について一義的に判断することは合理的ではないというべきであり，規制委員会の許可という形での規制をしないこと（もっとも，前記のとおり，規制委員会は原子力事業者防災業務計画の作成・修正を求めることや最終的に原子炉設置許可の取消し等をする権限が与えられている。）が不合理であるともいい難い。


この点，ＩＡＥＡ安全基準においても，No.ＧＳＲPart１（前記(3)ア）では，政府に緊急時準備及び緊急時対応の責務を負わせた上で，原子力事業者に緊急時計画を作成する責務を負わせており，No.ＧＳＲPart７（前記(3)ウ）は，緊急事態に対する準備と対応に関する役割と責任を明示し，その対応を操業組織（原子力事業者），地方，国等の対応機関に割り当てるべき旨を定めるとともに，原子力事業者には，その責任下にある施設又は活動についての緊急時計画を作成，維持することが求められている。また，原子力発電所の定期安全レビューにおいても（No.ＳＳＧ－２５〔前記(3)キ〕），原子力事業者が敷地内における緊急時計画を適切に整備していることや，国及び地方公共団体における取決めとの調整等を確認することとされている。このように，敷地内における対応は原子力事業者の責務としつつも，敷地外の避難計画を含む防災対策を地方公共団体及び国にも適切に割り当て連携して対応するという考え方は，ＩＡＥＡ安全基準とも整合している。
(ｲ)緊急時の防災計画は，原告らの指摘するように，原子炉の設置，運転の許可条件とされているものではないが，前記(2)ウ(ｳ)のとおり，原子力事業者防災業務計画は，自治体側と事前に協議した上，保安規定の認可申請書の提出日までに作成することが求められ，かつ，地域防災計画と抵触しないようにすることが求められている。そして，かかる規定に反し又は原子力事業者防災業務計画が不十分である場合には，規制委員会等がその作成や修正を求めることができ，原子力事業者がこれに違反すれば規制委員会から原子炉の設置許可の取消しや運転停止を命じられることになるのであって，防災対策がなく又はその妥当性が確認されないまま原発が運転されることのないよう法的規制がされているものといえる。
そして，改正原子炉等規制法の下においても，原発の設置許可から運転が開始されるまでの間に，工事認可，保安規定認可，使用前検査等の各種手続を経る段階的規制が採られており（前記第１の１(6)），各段階における手続において審査対象となる事項に安全性の観点からみて欠けるところがあれば，原発の運転開始には至らない仕組みとなっていることを考慮すると，そもそも，必要とされる規制自体がいずれの段階においても存在しないような場合は別として，いずれかの段階（手続）において安全性や妥当性が判断されることとなっている場合に，いずれの段階で判断すべきかの問題は，少なくとも本件差止請求における人格権侵害の具体的危険性を判断するに当たっては，直ちに結論を左右するものではない（一例を挙げれば，保安規定認可段階の審査事項に係る具体的審査基準への適合性に関して，仮に当該原発の安全性の観点から欠けるところがあるような場合には，差止めが認められ得ることになる。）というべきである。
この点，原告らは，より早い段階で規制することが安全性に資するとの趣旨で，設置許可段階で判断すべきと主張しているものと解されるが，前記(ｱ)のとおり，緊急時対応に当たるべき事業者，地方公共団体，国の役割と責務はそれぞれ異なり，かつ，各関係機関の連携が重要であることや，規制委員会が社会的，経済的側面を含む地域の実情等を踏まえた最終判断をすることに必ずしも合理性があるとはいえないことからすると，設置許可段階で判断することが必ずしも実効性のある防災対策につながるとはいえないというべきである。
(ｳ)前記(3)のとおり，ＩＡＥＡ安全基準においては，深層防護の第５段階目に相当する事項に関する定めが複数存在するところ，No.ＧＳＲPart１（前記(3)ア），No.ＧＳＲPart４（前記(3)イ），No.ＧＳＲ    Part７（前記(3)ウ）はいずれも，避難計画等の防災対策を原子炉の設置許可の条件とすべきことを求めるものではない。原子炉等施設に対する許認可プロセスに係る指針であるNo.ＳＳＧ－１２（前記(3)カ）には，事業許可の条件について，緊急時の計画と手順もその対象とすべきことを推奨するものであるが，敷地内の緊急時対応施設の設置等のみならず，敷地外の避難計画を含む防災対策の全てを設置許可の条件とすべき趣旨であると直ちに解されるものではない。なお，同指針には，規制機関が選定された立地地点の容認可能性に関する決定に関与すべきであることが規定されているが，我が国の現在の法制度のように，規制委員会が原子力事業者防災業務計画の修正を求め，あるいは，これに応じない場合に設置許可の取消し等をするという形での関与にとどめることでは不足するという趣旨とも解されない上，ここでいう立地地点の容認可能性の判断には，原子炉等施設の安全及び施設の活動の安全に影響を及ぼす事項（地盤，地震，火山等の外部事象の影響等）が幅広く含まれる趣旨であって，敷地外の避難計画を含む防災対策のみを念頭にした定めではないと解される。
(ｴ)他方，前記(3)エのとおり，ＩＡＥＡ安全基準であるＮＳ－Ｒ－３の２．２９は，「住民に対する放射線影響の可能性，緊急時計画の実行可能性とそれらの実行を妨げる可能性のある外部事象や現象を考慮し，提案された立地地点に対する外部領域を設定しなければならない。プラント運転開始に先立つ外部領域に対する緊急時計画の設定において，克服できない障害が存在しないことをプラントの建設が始まる前に確認しなければならない。」と規定している。しかし，「克服できない障害」として具体的にどのようなものが想定されているのかが必ずしも明らかではないこと，全ての国が原発の設置許可から運転開始までの間の段階的規制という形をとっているわけではないこと（証人佐藤暁）を考慮すると，これを直ちに，事業者（申請者）に対する設置許可という形で規制することを求める趣旨とは解されない。


なお，米国ＮＲＣの規則である１０ＣＦＲのPart５０（生産及び利用施設のための緊急時計画及び準備）によれば，事業者が作成する緊急時計画はＮＲＣが妥当性や実行可能性を評価し，州や地域が作成する緊急時計画は連邦緊急事態管理庁（ＦＥＭＡ）が行った評価をもとにＮＲＣが判断するものとされ，これらの緊急時計画に十分な防護措置が取られる保証があると判断されない限り，原発の新設の運転認可がされない旨，また，これらの緊急時計画は，運転認可の申請者が最終安全解析報告書に盛り込むことが要求されているが，建設・運転の統合認可の申請時に提出してもよい旨の規定が存在することが認められる（甲Ｃ９７の１及び２，９８，甲Ｄ１１７，１２４，乙イＡ１４，乙ロＡ５６，１０３，証人佐藤暁）。すなわち，米国の規制要件上も，必ずしも設置許可段階で緊急時計画の妥当性が許可条件とされているとはいえない。(ｵ)したがって，設置許可（設置変更許可）の段階で防災計画が策定されていることが要件とされていないことが国際基準に照らし不合理であるとはいえない。
ウ防災対策の妥当性について
原告らは，本件原発に関して実効性ある避難計画の策定は不可能であると主張するところ，本件原発に関しては，前記第１の１(7)のとおり，被告電源開発が本件設置変更許可申請及び平成２６年工事計画認可申請をしたものの，前者の申請についてその内容の一部が審査中の段階にとどまり，地域防災計画や原子力事業者防災業務計画の作成段階に至っていない。そして，前記第１の２(2)のとおり，本件設置変更許可申請に対する規制委員会の許可ですら，これがなされる具体的見通しが立っていない段階において，本件原発が，規制基準に適合せず人格権侵害をもたらす具体的危険性があると認めることは困難である上に，原子力災害に係る防災についても，原子力災害の特殊性を踏まえ，具体的に建設運転予定の原発の施設を前提として，自然的条件，社会的条件等との関連において，多角的，総合的見地からの検討が必要となることからすると，本件差止請求における本件原発の安全性との関係で検討されるべき防災対策の妥当性に係る裁判所の審理，判断は，現に建設運転予定の原発を前提に作成された防災対策を踏まえてされるよりほかはないというべきであって，本件原発については，かかる防災対策の作成も未だなされていない以上，避難計画の策定困難を理由に人格権侵害をもたらす具体的危険性があると認めることも困難である。また，原告らの主張を踏まえても，現時点において，被告電源開発及び関係機関が，本件原発に係る原子力災害予防対策，事後対策等を，今後（保安規定の認可の申請書を提出する日までに），提示することすら不可能と認めるべき事情は認められないといわざるを得ない。
したがって，原告らの主張は採用できない。
第３その余の争点（争点３から１３まで）について
１総論
その余の争点（争点３から１３まで）は，主として又はもっぱら，具体的審査基準の合理性の問題を離れた本件原発の危険性が問われているものであるところ，前記第１の２で説示のとおり，本件差止請求における本件原発の安全性についての裁判所の審理，判断は，規制委員会の審査に用いられた具体的審査基準に不合理な点があるか否か，あるいは，同審査基準に適合するとの審議判断に不合理な点があるか否かという観点からなされるべきであり，審査基準の合理性又は同審査基準への適合性との関連性が明らかではない主張は失当というべきである。また，本件設置変更許可申請に対する規制委員会の審査及び判断が未了の現時点において，同審査基準に適合しないことを理由として，重大な事故が発生する具体的危険性を直ちに認めることは困難であって，かかる理由で本件原発の建設，運転の差止めを認めることはできない。そこで，当裁判所は，具体的審査基準の合理性が問題とされる点に限って，以下検討を加えることとする。
２争点３（基準地震動の策定）について
(1)関連する規制基準の概要
ア設置許可基準規則
設置許可基準規則（別紙２の第１(3)，乙イＤ９の３）は，原子炉施設の地震による損傷の防止に関し，設計基準対象施設と重大事故等対処施設とに分けて規定している。
(ｱ)設計基準対象施設について
設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができるものでなければならない（４条１項）。また，設計基準対象施設のうち，耐震重要施設は，基準地震動による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない（同条３項）。ここで基準地震動とは，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による地震動（揺れ）をいう（同規則の解釈別記２の４一）。
(ｲ)重大事故等対処施設について
重大事故等対処施設のうち，特定重大事故等対処施設は，地震力に十分耐えることができ，かつ，基準地震動による地震力に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものとしなければならない（３９条１項４号）。
それ以外の重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備＊及び常設重大事故緩和設備＊が設置されるものは，基準地震動による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものとしなければならず（同項１号，３号），常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置されるものは，地震力に十分耐えることができるものとしなければならない（同項２号）。
イ設置許可基準規則の解釈
設置許可基準規則４条に係る解釈については，同規則の解釈（別紙２の第３(10)，乙イＤ１１の２）の別記２にまとめられており，同規則３９条に係る解釈についても，同別記２に準ずるものとされている。(ｱ)基準地震動は，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとし，次の方針により策定すること（別記２の５）。
ａ基準地震動は，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」について，解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定すること。ｂ「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」は，内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，敷地に大きな影響を与えると予想される地震（検討用地震）を複数選定し，選定した検討用地震ごとに，不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を，解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定すること。


ｃ「震源を特定せずに策定する地震動」は，震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し，これらを基に，各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定すること。ｄ「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せずに策定する地震動」については，それぞれが対応する超過確率（一定の期間中に対象とする事象がある基準値を超える確率）を参照し，それぞれ策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するか把握すること。
(ｲ)基準地震動による地震力の算定に当たっては，以下に示す方法によること（別記２の７）。
ａ基準地震動による地震力は，基準地震動を用いて，水平２方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定すること。ｂ基準地震動による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮の上，適切な解析法を選定するとともに，十分な調査に基づく適切な解析条件を設定すること。
ｃ地震力の算定過程において建物・構築物の設定位置等で評価される入力地震動については，解放基盤表面からの地震波の伝播特性を適切に考慮するとともに，必要に応じて地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮すること。また，敷地における観測記録に基づくとともに，最新の科学的・技術的知見を踏まえて，その妥当性が示されていること。
ウ基準地震動審査ガイド
基準地震動審査ガイド（別紙２の第４(26)，乙イＤ１２の１１）は，発電用軽水型原子炉施設の設置許可段階の基準地震動策定及び耐震設計方針に関わる審査において，審査官等が，設置許可基準規則及び同規則の解釈の趣旨を十分に踏まえ，基準地震動及び耐震設計方針の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的とするものである。このうち，基準地震動の関係（同ガイドⅠ）では，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」と「震源を特定せず策定する地震動」のそれぞれについての策定方針，検討用地震又は検討対象地震の選定，地震動評価の各場面における確認事項や，超過確率の算定に関する確認事項等について定められており，例えば，次のような規定がある。
(ｱ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動における検討用地震の選定
に関し
内陸地殻内地震の起震断層，活動区間及びプレート間地震の震源領域に対応する震源特性パラメータに関して，既存文献の調査，変動地形学的調査，地表地質調査，地球物理学的調査の結果を踏まえ適切に設定されていることを確認する。震源モデルの長さ又は面積，あるいは１回の活動による変位量と地震規模を関連付ける経験式を用いて地震規模を設定する場合には，経験式の適用範囲が十分に検討されていることを確認する。その際，経験式は平均値としての地震規模を与えるものであることから，経験式が有するばらつきも考慮されている必要がある。（Ⅰ３．２．３(1)，(2)）
(ｲ)応答スペクトルに基づく地震動評価に関し
参照する距離減衰式に応じて適切なパラメータを設定する必要があり，併せて震源断層の拡がりや不均質性，断層破壊の伝播や震源メカニズムの影響が適切に考慮されていることを確認する（Ⅰ３．３．１(1)①２））。(ｳ)断層モデルを用いた手法による地震動評価に関し震源断層のパラメータは，活断層調査結果等に基づき，地震調査研究推進本部による「震源断層を特定した地震の強振動予測手法」（推本レシピ）等の最新の研究成果を考慮し設定されていることを確認する（Ⅰ３．３．２(4)①１））。
(ｴ)震源を特定せず策定する地震動に関し
震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震を検討対象地震として適切に選定し，それらの地震時に得られた震源近傍における観測記録を適切かつ十分に収集していることを確認する（Ⅰ４．２．１(1)）。
震源を特定せず策定する地震動の評価において，収集対象となる内陸地殻内の地震の例を表－１（省略）に示す（Ⅰ４．２．１解説(3)）。
(ｵ)基準地震動の超過確率に関し
超過確率を参照する際には，基準地震動の応答スペクトルと地震ハザード解析による一様ハザードスペクトルを比較するとともに，当該結果の妥当性を確認する（Ⅰ６．１(2)）。地震ハザード解析による一様ハザードスペクトルの算定においては，例えば日本原子力学会による「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：２００７」や地震調査研究推進本部による「確率論的地震動予測地図」（中略）等に示される手法を適宜参考にして評価する（Ⅰ６．１解説(1)）各種のモデル化では，専門家の意見の相違をロジックツリーとして表すために，複数の専門家の情報が収集されていることを確認する（Ⅰ６．２．１(2)）。
不確実さ要因の分析結果に基づき，地震ハザードに大きな影響を及ぼす認識論的不確実さ（知識及び認識の不足による不確実さ）を選定してロジックツリーを作成し，ロジックツリーの分岐として考慮すべき項目が適切に設定されていることを確認する。また，ロジックツリーにおける各分岐で設定した重みの設定根拠を確認する。（Ⅰ６．２．４(1)）作成したロジックツリーを用いて地震ハザード曲線群を算出し，信頼度別ハザード曲線や平均ハザード曲線の妥当性を検討するとともに，それらを踏まえて一様ハザードスペクトルが適切に算定されていることを確認する（Ⅰ６．２．５(1)）。
策定された基準地震動の応答スペクトルと地震ハザード解析による一様ハザードスペクトルを比較し，地震動の超過確率を適切に参照していることを確認する。参照にあたっては，地震動の超過確率のレベルを確認すると共に，地震ハザードに大きな影響を及ぼす地震と検討用地震との対応も確認する（Ⅰ６．２．６(1)）。
エ新耐震設計審査指針
新耐震設計審査指針（別紙３の１の(5)，乙イＢ２，乙ロ１０）は，新規制基準施行前までの耐震設計の安全審査の指針であり，昭和５６年の旧耐震設計審査指針を平成１８年９月に全面的に見直したものである。基準地震動は，旧耐震設計審査指針においては，基準地震動Ｓ１及び基準地震動Ｓ２の２種類に区分して策定することとされていたが，新耐震設計審査指針においては，「基準地震動Ｓｓ」のみとし，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」について，敷地における解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定することとされ，その基本的な枠組みは設置許可基準規則及び同規則の解釈（上記ア及びイ）に引き継がれている。
(2)ＩＡＥＡ安全基準ＳＳＧ－９の定め


ＩＡＥＡ安全基準の個別安全指針であるＳＳＧ－９（甲Ｂ１０８，１４０）は，原子炉施設における地震ハザードを評価するための安全指針を提供するとともに，その手続を勧告するものであり（１．１），以下の規定が存在する。
ア地震動ハザードの評価について
地震動ハザードは，確率論的及び決定論的地震ハザード解析手法の両方によって評価することが望ましい（５．１）。
イ第三者によるピアレビューについて
(ｱ)地震ハザード解析の複雑度を考慮し，独立のピアレビュー（第三者による評価，検証）を実施すべきである。ピアレビューをする者は当該確率論的地震ハザード解析の他部分に関与した者であってはならず，解析の結果に利害関係のある者であってもならない。（１１．１８）(ｲ)ピアレビューの目的は，地震ハザード解析がしかるべきプロセスに沿って適正に行われた確証を，また解析で認識論的不確定性が評価されている確証を，また，成果文書が完備されかつ検証可能である確証を得ることである（１１．１９）。
(3)基準地震動の超過事例
ア我が国における超過事例
我が国の原発において，基準地震動を上回る地震動が観測されたのは，以下の５例である（後掲各証拠）。
①平成１７年８月１６日    宮城県沖で発生した地震女川原発②平成１９年３月２５日    能登半島地震志賀原発③平成１９年７月１６日    新潟県中越沖地震柏崎刈羽原発④平成２３年３月１１日    東北地方太平洋沖地震福島第一原発⑤平成２３年３月１１日    東北地方太平洋沖地震女川原発（以下，上記の番号に従い，「事例①」などという。）
イ事例①（乙ロＢ１０，５３）
平成１７年８月１６日に宮城県沖で地震が発生した際，女川原発１号機から３号機までの３基の原子炉は，いずれも「地震加速度大」のスクラム信号により自動停止し，点検の結果，一部の施設に損傷が認められたものの，安全上重要な設備に対して損傷は認められなかった。各原子炉建屋で観測された地震動から求めた加速度応答スペクトルは，機器の設置されていない屋上を除き，全ての周期において，旧耐震設計審査指針の基準地震動Ｓ２（設計用限界地震）による応答スペクトルを下回っていた。他方，岩盤上で観測された地震データから上部地盤の影響を取り除いたデータを解析した結果，一部の周期において，基準地震動Ｓ２を超えている部分があった。
ウ事例②（乙ロＢ５４，５５）
能登半島地震が発生した際，志賀原発１号機及び２号機の各原子炉建屋及び敷地地盤で観測されたデータから算定したこの地震動による応答スペクトルは，長周期側の一部の周期帯において，基準地震動Ｓ２を超えている部分があった。ただし，安全上重要な施設のほとんどは剛構造としているため，これらの固有周期（揺れやすい周期をいう）は短周期側に集中しており，また，基準地震動Ｓ２を上回る周期帯には安全上重要な施設はなかった。
エ事例③（乙ロＢ１１，５６，５７，１４６から１４８まで）(ｱ)新潟県中越沖地震が発生した際，柏崎刈羽原発１号機から７号機で観測された地震観測記録に基づき，解放基盤表面における地震動の推定を実施したところ，基準地震動Ｓ２の最大加速度（４５０ガル）に対し，１号機から４号機では２．３倍から３．８倍，５号機から７号機では１．２倍から１．７倍の最大加速度となった。
このような増幅が生じた要因としては，同地震が震源において同じ地震規模の地震と比べ大きめの地震動を与える地震であったこと，地下深部地盤における堆積層の厚さと傾きの不整形性の影響で地震動が増幅したこと，発電所敷地下にある古い褶曲構造の地盤のために地震動が増幅したことが指摘された。
もっとも，新潟県中越沖地震の発生後，柏崎刈羽原発において安全上重要な設備の健全性には特段の問題は確認されなかった。この点について，ＩＡＥＡ調査団が平成１９年８月１８日に発表した報告書は，「安全に関連する構造，システム及び機器は大地震であったにも関わらず，予想より非常に良い状態であり，目に見える損害はなかった。この理由として，設計プロセスの様々な段階で設計余裕が加えられていることに起因していると考えられる。」としている。
(ｲ)当該事例を受けて，保安院は，平成１９年１２月２７日付け及び平成２０年９月４日付けで，既設原発の原子力事業者等に対し，前記(ｱ)の柏崎刈羽原発において観測された地震動が想定を上回った要因等を踏まえた，新耐震設計審査指針に基づく耐震安全性評価（耐震バックチェック）を指示し，被告電源開発に対しても，同日付けで，本件原発の工事計画の審査において検討結果を確認することを通知した（乙ロ１５の１及び２）。
オ事例④（乙ロＢ１２，１４）
東北地方太平洋沖地震が発生した際，福島第一原発１号機から６号機の各原子炉建屋の地下層において観測された最大加速度値は，基準地震動Ｓｓに対する最大応答加速度値を一部上回ったが，上回ったものについても概ね基準地震動Ｓｓと同程度であった（乙ロＢ１４・表６．１９参照）。
カ事例⑤（乙ロＢ１３，６１，６２）
東北地方太平洋沖地震が発生した際，女川原発１号機から３号機の各原子炉建屋の各階で観測された最大加速度値は，基準地震動Ｓｓに対する最大応答加速度値を一部上回ったが，上回ったものについても概ね基準地震動Ｓｓと同程度であった（乙ロＢ１３・表１参照）。
(4)原告らの主張について
ア原告らは，基準地震動について，設置許可基準規則の解釈は「最新の科学的・技術的知見を踏まえ，敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なもの」とされているのみであり（別記２の５），同規則の解釈や基準地震動審査ガイドが多用する「適切に」との文言も，その具体的基準を示しておらず，要求事項が曖昧である旨を主張する。
この点，同規則の解釈（別記２の５）には，原告ら主張のとおりの記載があるが，これに続けて，より具体的な策定方針が定められているから（なお，前記(1)イの摘示は，そのうちの大枠を示したものである。），同規則の解釈における定めが原告らの主張する点にとどまるわけではなく，要求事項が曖昧であるともいえない。


とはいえ，設置許可基準規則，同規則の解釈，基準地震動審査ガイドにおいて，例えば，震源断層モデルの長さ・幅・深さ・傾斜角の設定方法，アスペリティの位置・個数の設定方法といった，基準地震動の策定過程における具体的手順が事細かに定められているというものではない。しかしながら，基準地震動は，震源を特定して策定する地震動と震源を特定せずに策定する地震動について，それぞれ広範な項目を検討し多数の過程を経て策定されるものであり，その検討においては，最新の科学的・技術的知見を踏まえることが求められるのであって，かかる事項に対する審査基準をあらかじめ個別かつ網羅的，一義的に定めることは極めて困難であり，かえって適正な審査を阻害することになりかねない。そもそも，安全性に係る審査基準は，現在の科学技術水準を構成する科学的，技術的知見が将来変わり得ることを前提に，安全性について審査する基準であって，概括的又は抽象的な規定となることはやむを得ないというべきであり，基準地震動の策定の適否については，高度の中立性，専門性を有する規制委員会が，その時点における最新の知見を踏まえて，臨機応変に審査すべきものである。また，基準地震動審査ガイドにおいても，推本レシピ（乙イＢ１４，乙ロＢ３２４）等の最新の研究成果を考慮すべきものとされている（なお，推本レシピは，最新の知見を踏まえ頻繁に改訂されている〔乙ロＢ３２２，３２３，乙イＤ５０〕。）。
よって，設置許可基準規則，同規則の解釈あるいは基準地震動審査ガイドにおける要求事項が，曖昧さゆえに不合理であるとはいえない。イ原告らは，新規制基準において，地震を起因とする確率論的安全評価（地震ＰＳＡ）が徹底されておらず，ＳＳＧ－９で採用されている第三者によるピアレビュー（前記(2)）も規定されていないことが不合理である旨を主張する。
この点，設置許可基準規則の解釈では，前記(1)イ(ｱ)ｄのとおり，策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するか把握することとされているにとどまるが，前記のとおり，最新の科学的，技術的知見が変動し得るものであることなどその性質に照らし，安全性に係る審査基準において個別かつ網羅的，一義的な規定を置くことには限界があることを考慮すると，これをもって直ちに不合理であるとはいえない。他方，基準地震動審査ガイドでは，前記(1)ウ(ｵ)のとおり，例えば日本原子力学会による「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：２００７」（甲Ｂ１１３，１６５）等に示される手法を適宜参考にして地震ＰＳＡを行い，その妥当性を規制委員会が確認することとされ，その際，専門家の意見の相違が反映されるようにすることなどが求められており，客観的視点からの，地震を起因とする確率論的安全評価が推奨されているものと解される。また，ＩＡＥＡ安全基準のうち個別安全要件であるＳＳＧ－９は，確率論的地震ハザード評価や第三者による評価・検証（ピアレビュー）を推奨するものであって（前記第２の１(4)参照），必ずしも規制要件化されることを求める趣旨とはいえず，我が国の新規制基準はこれに反するものとはいえない。
したがって，原告らの主張は採用できない。
ウまた，原告らは，我が国では過去１０年間に基準地震動を超える地震動が４回の地震で５件（延べ１８基）の原子炉で生じていること，信頼性に足る基準地震動の策定が不可能であることを多くの学者が認めていること，観測記録が少ないこと等を指摘して，基準地震動の策定につき抜本的な見直しが必要であるのに新規制基準においてそれがなされていないと主張する。
しかし，前記(3)の基準地震動を超過する事例のうち，事例①から事例③までは，旧耐震設計審査指針に基づき策定された基準地震動Ｓ２を超えたというものであり（これらの事例を受けて，保安院が耐震バックチェックを指示したことは前記のとおりである。），新耐震設計審査指針の策定後に生じた事例④及び事例⑤はいずれも，旧原子炉等規制法の改正に伴う現在の審査基準が策定されるきっかけとなった福島原発事故の要因である東北地方太平洋沖地震により生じたものである（なお，いずれも観測された地震動の一部が基準地震動Ｓｓを上回ったものの，概ね同程度であったものと認められる。）。最新の知見が取り入れられる以前の過去における基準地震動の策定が結果的に相当ではなかったとしても，それが直ちに現在の審査基準の合理性を否定することにはならないというべきである。それはさて措くとしても，前記のとおり，現在の新規制基準では，基準地震動の策定過程における具体的手順や，確率論的安全評価の具体的手法が事細かに定められているというものではなく（そのこと自体が不合理とはいえないことは既に述べたとおりである。），そのような内容であることを踏まえると，新耐震設計審査指針と根本的に変わっていないからといって不合理であるということにはならない。また，新規制基準では，推本レシピ等の最新の研究成果を考慮すべきものとされており，科学的，技術的知見が変わり得ることを前提に最新の知見を取り入れるものとされているから，原告らの前記指摘あるいは原告らの指摘する地震学者らの見解（甲Ｂ１００，１０２，１０６，１０７，１１０）が，具体的な調査審議における適合性判断の場面で何らかの形で問題になることはあり得るとしても，審査基準自体の不合理性を基礎付ける事情とはいえないというべきである。
３争点４（本件原発周辺の海底断層）について
(1)関連する規制基準の概要
ア基準地震動の策定について
基準地震動の策定に係る設置許可基準規則，同規則の解釈及び基準地震動審査ガイドの定めは，概要，前記２(1)アからウまでのとおりであり，このうち，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の策定においては，内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，検討用地震を複数選定するなどとされているところ（前記２(1)イ(ｱ)ｂ），内陸地殻内地震に関して，設置許可基準規則の解釈には，次の規定がある。(ｱ)内陸地殻内地震に関しては，次に示す事項を考慮すること（同規則の解釈別記２の５二②）。
ａ震源として考慮する活断層の評価に当たっては，調査地域の地形・地質条件に応じ，既存文献の調査，変動地形学的調査，地質調査，地球物理学的調査等の特性を活かし，これらを適切に組み合わせた調査を実施した上で，その結果を総合的に評価し活断層の位置・形状・活動性等を明らかにすること。
ｂ震源モデルの形状及び震源特性パラメータ等の評価に当たっては，孤立した短い活断層の扱いに留意するとともに，複数の活断層の連動を考慮すること。


(ｲ)内陸地殻内地震について選定した検討用地震のうち，震源が敷地に極めて近い場合は，地表に変位を伴う断層全体を考慮した上で，震源モデルの形状及び位置の妥当性，敷地及びそこに設置する施設との位置関係，並びに震源特性パラメータの設定の妥当性について詳細に検討するとともに，これらの検討結果を踏まえた評価方法の適用性に留意の上，各種の不確かさが地震動評価に与える影響をより詳細に評価し，震源の極近傍での地震動の特徴に係る最新の科学的・技術的知見を踏まえた上で，さらに十分な余裕を考慮して基準地震動を策定すること（同⑥）。
イ原子炉施設が設置される地盤について
(ｱ)設置許可基準規則
設置許可基準規則（乙イＤ９の３）は，原子炉施設が設置される地盤について，設計基準対象施設（同規則３条）と重大事故等対処施設（同規則３８条）のそれぞれの施設に応じて，要求事項を定めているところ，このうち設計基準対象施設については，次の規定がある。ａ設計基準対象施設は，地震力（耐震重要施設にあっては，基準地震動による地震力）が作用した場合においても当該設計基準対象施設を十分に支持することができる地盤に設けなければならない（３条１項）。ｂ耐震重要施設は，変形した場合においてもその安全機能が損なわれるおそれがない地盤に設けなければならない（同条２項）。ｃ耐震重要施設は，変位が生ずるおそれがない地盤に設けなければならない（同条３項）。
(ｲ)設置許可基準規則の解釈
設置許可基準規則の解釈（乙イＤ１１の２）は，別記１において同規則３条（設計基準対象施設）に関する事項を定め，同規則３８条（重大事故等対処施設）についても別記１に準ずるものとしているところ，同規則３条２項，３項に関し，次の規定がある。
ａ同規則３条２項の「変形」とは，地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み（たわみ）並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下，液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状をいう（別記１の２）。
ｂ同規則３条３項の「変位」とは，将来活動する可能性のある断層等が活動することにより，地盤に与えるずれをいう。
また，同条項の「変位が生ずるおそれのない地盤に設け」るとは，耐震重要施設が将来活動する可能性のある断層等の露頭がある地盤に設置された場合，その断層等の活動によって安全機能に重大な影響を与えるおそれがあるため，当該施設を将来活動する可能性のある断層等の露頭がないことを確認した地盤に設置することをいう。なお，前記の「将来活動する可能性のある断層等」とは，後期更新世以降（約１２～１３万年前以降）の活動が否定できない断層等とする。その認定に当たって，後期更新世の地形面又は地層が欠如する等，後期更新世以降の活動性が明確に判断できない場合には，中期更新世以降（約４０万年前以降）まで遡って地形，地質・地質構造及び応力場等を総合的に検討した上で活動性を評価すること。なお，活動性の評価に当たって，設置面での確認が困難な場合には，当該断層の延長部で確認される断層等の性状等により，安全側に判断すること。また，「将来活動する可能性のある断層等」には，震源として考慮する活断層のほか，地震活動に伴って永久変位が生じる断層に加え，支持地盤まで変位及び変形が及ぶ地すべり面を含む。
（別記１の３）
(2)ＮＲＣの規制指針
ＮＲＣの規制指針（RegulatoryGuide）は，規制を行う際の具体的な見解（容認される例）をまとめた指針であり（乙イＡ１３の２頁），ＮＲＣの規制の特定部分を実施する際にＮＲＣスタッフにとって受け入れ可能な方法，具体的な問題や想定される事故の評価時にスタッフが使用する技術，許可及び認可の申請書審査の際にＮＲＣスタッフが必要とするデータ等について説明し，一般国民が利用できるように発行したものである。規制指針は規制に代わるものではなく，規制指針への準拠は必須ではない（乙イＤ６７）。ＮＲＣ規制指針のＲＧ４．７（Revision2，１９９８年）（甲Ｄ１１５，１２４，乙イＤ６７）には，「サイトに適しているのは，サイト周辺の半径５マイル以内に，地表又は地表近くの変形や活断層が存在する可能性がほとんどないこと」との記載がある。
(3)原告らの主張について
原告らは，地震の予想に限界があるにもかかわらず，新規制基準においては，大間北方沖活断層等の活動性が否定されない場合でも，それに応じた耐震設計をすることで本件原発の建設が許可される可能性があるところ，米国においては，ＮＲＣのＲＧ４．７（Revision2）により，原子炉から半径５マイル（８ｋｍ）以内に地表の変形や地震を引き起こす断層がないことが要求されており，かかる立地指針を欠く新規制基準は不備がある旨を主張する。しかし，原告らの指摘するＲＧ４．７（Revision2）は，前記(2)のとおり，規制に代わるものではなく，当該指針への準拠は必須ではないとされており，法的拘束力のある規制基準とは認められないから，我が国において立地指針が規制要件とされていないことが国際的基準に反するとはいえない。また，設置許可基準規則では，原子炉施設の敷地及び周辺の外部事象に関する審査事項として，地盤（同規則３条），地震（同規則４条），津波（同規則５条）及びそれ以外の外部事象（同規則６条）による損傷防止が定められており，かかる観点から，立地を含む個別具体的な判断がされるものといえる。例えば，前記(1)イのとおり，耐震重要施設を将来活動する可能性のある断層等の露頭がある地盤に設置しようとすれば，立地不適と評価されることになり（同規則３条３項，同規則の解釈別記１の３），その当否は具体的な調査審議において判断される。他方，基準地震動の策定の場面では，前記(1)ア及び前記２(1)のとおり，震源として考慮する活断層について，各種調査に基づき活断層の位置，活動性等を評価した上で，詳細な検討の下に応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を行うなどし，これを踏まえ地震動による地震力に耐えるよう耐震重要度に応じた施設等の設計が行われることになる。これに対し，前記ＲＧ４．７の前記(2)の記載が，設置許可基準規則でいえば３条（地盤）に関するものであるか，４条（地震）に関するものであるか判然とせず，当該断層から想定される地震力や地盤の変形等について考慮することなく一律に原子炉から半径５マイルの範囲に断層がないことを要求する合理的根拠が明らかではない。よって，新規制基準に前記ＲＧ４．７のような規定がないからといって，そのことが不合理であるとはいえない。
４争点７（火山対策）について
(1)関連する規制基準の概要
ア設置許可基準規則６条


(ｱ)安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない（１項）。(ｲ)重要安全施設は，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない
（２項）
イ設置許可基準規則の解釈
(ｱ)前記ア(ｱ)の「想定される自然現象」とは，敷地の自然環境を基に，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいう（６条の２）。(ｲ)前記ア(ｱ)の「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないもの」とは，設計上の考慮を要する自然現象又はその組み合わせに遭遇した場合において，自然事象そのものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件において，その設備が有する安全機能が達成されることをいう（６条の３）。
ウ火山ガイド
火山ガイド（別紙２の第４(16)，乙イＤ１２の１）は，原発への火山影響を適切に評価するため，原発に影響を及ぼし得る火山の抽出，抽出された火山の火山活動に関する個別評価，原発に影響を及ぼし得る火山事象の抽出及びその影響評価のための方法と確認事項を取りまとめたものである（１．１）。その内容は，以下に概観するとおりである。
(ｱ)火山影響評価の流れ
火山影響評価は，別紙３１のとおり，立地評価と影響評価の２段階で行う。
立地評価では，当該原発に影響を及ぼし得る火山の抽出を行い，抽出された場合には，抽出された火山の火山活動に関する個別評価（設計対応不可能な火山事象が原発の運用期間中に影響を及ぼす可能性の評価）を行う。
上記の個別評価で影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価された場合は，火山活動のモニタリングと火山活動の兆候把握時の対応を適切に行うことを条件として，個々の火山事象に対する影響評価を行う。一方，その可能性が十分小さいと評価されない場合は，立地不適となる。影響評価では，個々の火山現象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行う。
（２．柱書）
(ｲ)原発に影響を及ぼし得る火山の抽出
ａ当該原発の地理的領域（半径１６０ｋｍの範囲の領域）に対して，文献調査等で第四紀（約２５８万年前以降）に活動した火山を抽出する（３．柱書）。
ｂ前記ａの火山のうち，文献調査並びに地形・地質調査及び火山学的調査により，完新世（約１万年前以降）に活動を行った火山は，将来活動の可能性の否定できない火山として，後記(ｳ)の個別評価の対象とする（３．３(1)）。
ｃ前記ａの火山のうち，完新世に活動を行っていない火山については，前記のような各調査結果を基に，当該火山の第四紀の噴火時期，噴火規模，活動の休止期間を示す階段ダイヤグラムを作成し，より古い時期の活動を評価する。階段ダイヤグラムにおいて，火山活動が終息する傾向が顕著であり，最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間より長い等，将来の活動可能性がないと判断できる場合は，個別評価の対象外とし，そうでない火山は，将来の活動可能性が否定できないものとして，後記(ｳ)の個別評価の対象とする。（３．３(2)）(ｳ)原発の運用期間における火山活動に関する個別評価ａ前記(ｲ)ｂ，ｃにより個別評価の対象とされた火山については，後記ｂのとおり原発の運転期間中における設計対応が不可能な火山事象を伴う火山活動の可能性の評価を行うが，この評価においては，過去の火山活動履歴とともに，必要に応じて，地球物理学的及び地球化学的調査を行い，現在の火山活動の状況も併せて評価する。地球物理学的観点からは，地震波速度構造，重力構造，比抵抗構造，地震活動及び地殻変動に関する検討により，マグマ溜まりの規模や位置，マグマの供給系に関連する地下構造等について分析し，地球化学的観点からは，火山噴出物等について分析することにより，火山の活動状況を把握する。（４．柱書及び４．２）
なお，上記の「設計対応不可能な火山事象」は，①火砕物密度流，②溶岩流，③岩屑なだれ・地滑り及び斜面崩壊，④新しい火口の開口，⑤地殻変動とする。これらのうち，検討対象火山と原子力発電所との距離が前記火山事象ごとに定める一定の距離より大きいものについては，評価の対象外とすることができる。（４．１(1)）ｂ対象検討火山の調査結果から，検討対象火山の活動可能性，噴火規模を推定した上で（推定できない場合は過去最大の噴火規模とする。），影響範囲等を判断し，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいと評価できない場合は，原子力発電所の立地は不適当であると考えられる（４．１(2)及び(3)）。他方，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいと評価できる場合には，過去の最大規模の噴火により設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達したと考えられる火山について，後記(ｴ)の火山活動のモニタリングの対象とし，運用期間中に火山活動の継続的な評価を行う（前同）。
(ｴ)火山活動のモニタリング
過去の最大規模の噴火により設計対応不可能な火山事象が当該原発に到達したと考えられる火山を監視対象火山とし，噴火可能性が十分小さいことを継続的に確認することを目的として運用期間中のモニタリングを行う（５．柱書）。
監視項目は，地震活動の観測（火山性地震の観測），地殻変動の観測（ＧＰＳ等を利用し地殻変動を観測），火山ガスの観測（放出される二酸化硫黄や二酸化炭素量などの観測）であり，モニタリング結果を定期的に評価し，当該火山の活動状況を把握し，状況に変化がないことを確認する（５．２及び５．３前段）。
事業者が実施すべきモニタリングは，原子炉の運転停止，核燃料の搬出等を行うための監視であり，火山専門家のみならず，原子力やその関連技術者により構成され，透明・公平性のあるモニタリング結果の評価を行う仕組みを構築する。事業者は，モニタリングにより火山活動の兆候を把握した場合の対処方針等を定める必要がある。（５．３後段，５．４）
(ｵ)火山事象の影響評価
ａ前記(ｲ)ｂ，ｃにより個別評価の対象とされた火山のうち，前記(ｳ)ｂにより原発の運用期間中において設計対応不可能な火山事象によって当該原発の安全性に影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価された火山について，それが噴火した場合，当該原発に影響を与える可能性のある火山事象を抽出し，その影響評価を行う（６．柱書）。ｂ降下火砕物に関しては，前記(ｲ)の火山抽出の結果にかかわらず，当該原発の敷地及びその周辺調査から求められる単位面積当たりの質量と同等の火砕物が降下するものとして，その影響評価を行う（６．柱書及び６．１）。


降下火砕物の影響評価では，降下火砕物の堆積物量，堆積速度，堆積期間及び火山灰等の特性などの設定並びに降雨等の同時期に想定される気象条件が火山灰等特性に及ぼす影響を考慮し，それらの原子炉施設又はその付属設備への影響を評価し，必要な場合には対策がとられ，求められている安全機能が担保されることを評価する（６．１(2)）。
原子力発電所内及びその周辺敷地において降下火砕物の堆積が観測されない場合は，次の方法により堆積物量を設定する（同解説－１６）。・類似する火山の降下火砕物堆積物の情報を基に求める。・対象となる火山の噴火量，噴煙柱高，全体粒度分布及びその領域における風速分布の変動を高度及び関連パラメータの関数として，原子力発電所における降下火砕物の数値シミュレーションを行うことにより求める。数値シミュレーションに際しては，過去の噴火履歴等の関連パラメータ並びに類似の火山降下火砕物堆積物等の情報を参考とすることができる。
堆積速度，堆積期間については，類似火山の事象やシミュレーション等に基づいて，原子力発電所への間接的な影響も含めて評価する（同解説－１７）。
ｃ影響評価では，降下火砕物，火砕物密度流，溶岩流等，個々の火山事象ごとに，設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行う（６．柱書，表２⑥）。
エ火山ガイドの改定その他の検討について
(ｱ)規制委員会は，平成２８年１０月，電力中央研究所の「数値シミュレーションによる降下火山灰の輸送・堆積特性評価法の開発（その２）」と題するレポートや産業技術総合研究所研究員らの「吸気フィルタの火山灰目詰試験」と題するレポートが同年４月にそれぞれ公表されたことなどを踏まえ，全国の既設炉（規制委員会において新規制基準への適合性が確認されたプラント）に対し，降下火砕物の影響評価につき，１９８０年のセントヘレンズ山の噴火で得られた観測データを用いた評価と同様の評価を行うこと等を求めるとともに，これらのレポートで示された最新知見の妥当性を確認した上で，火山ガイドの改定その他の検討に着手することとした（甲Ｂ２２２，２２４，２２７，２６６，２７０）。(ｲ)規制委員会は，降下火砕物の影響評価に関する検討チームを設け，平成２９年３月２９日（第１回），同年５月１５日（第２回），同年６月２２日（第３回）に会合を開催し，外部専門家及び事業者からの意見聴取等を行った。そして，第３回会合において，同検討チームから，気中降下火砕物濃度等の設定方法，当該濃度等の規制上の位置付け，規制上の要求事項についての基本的な考え方の案が示され，基準の改定に向けた作業が進められることとなった。（甲Ｂ３８６から３９２まで，乙ロＢ３８２，３８３，３９３の１から４まで）
(2)ＩＡＥＡ安全基準
ア原子炉等施設の立地評価（ＮＳ－Ｒ－３）
原子炉等施設の立地評価に係る安全要件を定めるＩＡＥＡ安全基準の安全要件ＮＳ－Ｒ－３（甲Ｄ８１，前記第２の７(3)エ参照）には，「その他の重要な検討事項」として，次のような規定が存在する。(ｱ)火山活動，砂嵐，豪雨，降雪，氷結，降ひょう（雹）及び過冷却水の地表面下での凍結（氷塊）のような，原子炉等施設の安全を損なう可能性のある現象に関して歴史上のデータを収集し評価しなければならない。可能性が確認された場合，危険性を評価するとともに，これらの事象に対する設計根拠を導出しなければならない。（３．５２）(ｲ)原子炉等施設への危険性が容認できず，また，現実的な解決策がない場合，立地地点は適していないと考えなければならない（３．５５）。イ原子炉等施設のサイト評価における火山ハザード（ＳＳＧ－２１）ＩＡＥＡ安全基準の安全指針であるＳＳＧ－２１（甲Ｂ１７８，乙イＢ２９の１・２）は，ＮＳ－Ｒ－３（前記ア(ｱ)）で定められた原子力施設に関する安全要件のうち火山ハザードに関係した勧告を提供し，補足するものであり（１．１），その内容は，概略，以下のとおりである（別紙３２参照）。
(ｱ)第１段階   初期評価
地理的領域（原子炉等施設に影響を与える可能性のある火山現象の性質と種類を考慮して定義される。）において１０００万年前以降（過去１０Ｍａの間）に火山活動があるかどうかをみて，火山活動がなければ設計基準事象ではないとされ，更なる調査は不要であるが，火山活動がある場合には第２段階に進む（３．５，３．６）。
地理的領域内における火山活動は，個々の火山に関連する活動よりも長い時間スケールで持続し得る。多くの火山弧が１０００万年以上にわたって火山活動を繰り返しているが，火山弧内の個々の火山自体は１００万年程度しか活動を維持できない場合がある。このような分散した活動は数百万年も継続する可能性があるため，過去１０００万年の間に火山活動があった地域は，将来の火山活動性を考慮すべきである。（２．７）(ｲ)第２段階   将来の火山活動の潜在的発生源の特性評価初期評価により過去１０００万年以内の火山源が地理的領域に存在していることが明らかになった場合には，その領域における火山プロセスに対する概念モデルを作成するのがよい。これは，次のような階層解析を用いて正当化を裏付けることができる。（３．７，５．６から５．１２まで）
ａ現在火山活動が行われていることが明らかな場合は，将来噴火の可能性があるため，第３段階へ進む。
完新世（過去約１万年間）の噴火の証拠は将来噴火があり得ることを示すものとして広く受け入れられていることから，完新世火山については，将来の噴火があり得るとみなされるべきであり，第３段階に進むことになる。
現在の活動又は完新世の活動の証拠が存在しない場合には，より古い活動時期について詳しく検討するのがよい。過去２００万年の間の噴火記録は，一般に将来の火山活動の可能性が残っていることを示す。さらに，分散した火山域や，活動的でないカルデラは，およそ５００万年の間に活動したものは，将来に火山活動の可能性をある程度示している場合がある。十分に評価されていることを確実にするため，地質データを評価して，当該地域の１０００万年程度の古さの火山源が将来噴火する可能性を持つかどうかを判断するのがよい。ｂこの第２段階では，将来の火山事象の可能性に関する確率論的解析を使用することができる。


決定論的手法もまた使用可能である。例えば，類似した火山を調査し，火山活動の最大休止期間を判別し，その活動の空白期間を閾値（しきいち）にすることも可能である。現在休止中の火山については，活動を再開する確率をこの閾値との比較によって評価できるであろう。付加的な決定論的手法として，火山系における時間と量の関係，もしくは岩石学的傾向が援用できる可能性がある。例えば，前期更新世あるいはより古い時期と時間と量の関係から，火山活動の明らかな減退傾向と明白な休止が明らかになるかもしれない。これらの他の基準に基づく解決ができない場合には，決定論的手法は単純に，１０００万年よりも若いあらゆる火山においても噴火の可能性があると仮定するのがよい。
地理的領域で考慮される将来の火山活動が，定められた年発生確率より低い確率でしか起こり得ないとみなせることが分かるかもしれない。もしこの結論を担保する十分な証拠もある場合には，それ以上の検討は不要であり，それ以上の火山ハザード調査を行う必要はなくなる。逆に，十分な証拠がないこと，あるいは，対象地域の将来の火山活動の可能性があると考えられるという所見は，第３段階に進むことになる。
(ｳ)第３段階   ハザードスクリーニング
サイト周辺における将来の火山活動可能性が明らかになった場合，あるいはその可能性が否定できない場合，災害事象がサイトに及ぼす影響を評価しなければならない。いくつかのケースでは，特定の災害事象は，サイトに到達する確率が無視できるために，それ以上の考慮が不要となるかもしれない。スクリーニングの決定においては，これらの事象が，火山現象の複合事象における二次的なプロセスやシナリオによって引き起こされる可能性があるかどうかを検討するのがよい。（３．８，５．１６等）
(ｴ)第４段階   サイトのハザード評価
考慮すべき火山が区分できた場合，サイト固有の火山ハザードの評価を実施する。この評価は，サイトに影響を及ぼし得る特定の現象と，それらの事象の潜在的な因果関係の双方を検討する。
決定論的手法と確率論的手法の組み合わせが火山ハザード評価においても必要な場合がある。
火山灰（降下火砕物）を作り出す噴火の発生頻度や火山灰発生源とサイトの間の気象条件を考慮すべきであり，決定論的手法でも様々なパラメータの不確実性は考慮されなければならず，確率論的手法では，サイトの降下火砕物の数値シミュレーションを使用するのがよい。
（３．２（ⅳ），６章）
(3)原告らの主張について
ア原告らは，火山ガイドは第四紀（約２５８万年前以降）に活動をしていない火山を評価の対象外としていることについて，ＳＳＧ－２１が過去１０００万年間に活動のあった火山について将来の活動可能性を検討すべきとしていることに反する旨を主張する。
前記(1)ウのとおり，火山ガイドにおける火山影響評価では，まず地理的領域の第四紀火山を抽出することとされているところ，日本列島は，プレートが沈み込む海溝に沿って位置しており，日本列島の火山もプレートが沈み込むところに分布する火山に当たるため，その寿命は一般に，数十万年から１００万年程度と考えられていること，日本列島の基本的な骨組みができたのは鮮新世の頃であって，それ以前に活動した火山は既に寿命を終えており，そもそも日本列島の形成に伴い地理的場所が移動しているなどするため現在そのような火山の位置を確認することができず，日本において２５８万年間の休止期間を経た後に火山活動を再開したという火山が存在していないこと（乙ロＢ２１３の１１７頁，３５７，３５８，乙イＤ４１の２６８頁）からすれば，日本において，第四紀火山すなわち過去２５８万年間に活動した火山を抽出するものとされていることには，十分な合理性が認められる。
また，現に，原告らが将来の活動可能性を指摘する火山（洞爺カルデラ，銭亀，恐山，陸奥燧岳，恵山，北海道駒ケ岳）は，いずれも第四紀火山であり，本件設置変更許可申請においても第四紀火山として挙げられていること（乙ロＤ１－２－２・６－７－１８頁等。別紙２２参照），原告らは，約２５８万年より前の具体的な火山に関する危険性を主張していないことからして，過去１０００万年間を抽出対象とするか過去２５８万年間を抽出対象とするかによって本件原発の安全性に係る評価が変わるものとはいえない。
以上のとおり，日本列島の火山の実情からすれば，火山ガイドが第四紀に活動をしていない火山を評価の対象外にしている点は不合理とはいえず，また，本件原発の危険性に係る判断に影響するものでもない。イ原告らは，火山ガイドが，完新世（約１万１７００年前以降）に活動をしていない第四紀火山について，最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間より長いなど将来の活動可能性がないと判断できる場合に，個別評価の対象外としていることは，ＳＳＧ－２１が過去２００万年間の噴火記録は一般に活動可能性があるとしていることに反する旨を主張する。しかし，前記(2)イ(ｲ)ａのとおり，ＳＳＧ－２１は，一般論として（ＳＳＧ－２１の５．１０），過去２００万年間の噴火記録が将来の活動可能性があることを示すことを指摘するものであって，この場合においては，地質データを評価して，当該地域の１０００万年程度の古さの火山が将来噴火する可能性を持つかどうかを判断することを推奨している上，火山ガイドが採用する決定論的手法も許容している。
よって，火山ガイドが，完新世に活動をしていない第四紀火山について一定の場合に個別評価の対象外としていることをもって，直ちにＳＳＧ－２１に反するとはいえない。
なお，原告らは，火山ガイドの案の段階では過去にＶＥＩ＝６以上の大規模噴火を起こした第四紀火山は将来の活動可能性が否定できない火山として個別評価の対象としていたのに対し（甲Ｂ１７９の８頁），策定された火山ガイドで当該規定が削除されたのは，事業者の便宜のためではないかと指摘しているが，火山ガイドの策定過程を見ると，火山ガイドの案に対するパブリックコメントにおいて，規定に矛盾があるとの指摘を受けて規定が削除されたものと認められるから（乙イＢ３０），事業者の便宜のためとの原告らの憶測は当たらない。
ウ原告らは，火山ガイドによると，例えば８万年前と５万年前の２回しか活動していない火山については，無条件に将来の活動可能性が否定されることになり不合理である旨を主張する。しかし，前記(1)ウ(ｲ)ｃのとおり，火山ガイドの３．３(2)の規定は，単に最後の活動終了からの期間と過去の最大休止期間の比較からのみ将来の活動可能性を判断するとしているわけではなく，こうした比較に加え，過去の噴火状況を示す階段ダイヤグラムから火山活動終息の傾向が顕著といえることをも要件としているから，原告が指摘するケースにおいて当然に将来の活動可能性が否定されるものではなく，その当否は具体的な調査審議（適合性判断）の当否に帰着するものである。


エ原告らは，火山ガイドにおいて，当該原発の地理的領域内に将来の活動可能性が否定できない火山が存在する場合であっても，設計対応不可能な火山事象が当該原発の運用期間中に影響を及ぼす可能性が十分に小さいといえる場合には，当該原発の設置が許可され得るとされていることについて，当該原発の運用期間中に当該火山が噴火する可能性やその規模を的確に予測することは困難であって，過去に設計対応不可能な火山現象が到達したとみられる原発を立地不適としないことは不合理である旨を主張する。しかし，前記(2)イ(ｳ)のとおり，ＳＳＧ－２１は，サイト周辺における将来の火山活動可能性が明らかになった場合，あるいはその可能性が否定できない場合，災害事象がサイトに及ぼす影響を評価しなければならないとした上で，いくつかのケースでは，特定の災害現象は，サイトに到達する確率が無視できるために，それ以上の考慮が不要となるかもしれないと規定しているのであって（ＳＳＧ－２１の５．１６），地理的領域内に将来の活動可能性が否定できない火山が存在する場合であっても，その影響の到達可能性を評価して更なる検討から除外することを許容しており，火山ガイドの当該規定もこれに沿うものといえるから，火山ガイドの当該規定が不合理であるとはいえない。
オ原告らは，英国の原子力コンサルタントであるジョン・ラージ氏のレポート（甲Ｂ１２１の１・２，別紙２１参照）を援用して，火山ガイドには，ＮＲＣが通常行う審査やＩＡＥＡが勧告する原発の立地審査基準において設定される降灰確率，風向き，火山灰の密度等の詳細なパラメータに関する具体的な規定がない旨を主張する。
しかし，上記レポートがＩＡＥＡやＮＲＣのいかなる規定等を参照して火山ガイドと比較しているのかは必ずしも明らかではなく，確立された国際基準として，具体的かつ詳細なパラメータを規制基準として示すことが求められているものとは直ちに認め難い。安全性に係る審査基準は，現在の科学技術水準を構成する科学的，技術的知見が将来変わり得ることを前提に，安全性につき審査する基準であって，一定程度の概括的な規定となることはやむを得ないものであり，降下火砕物の影響評価等についても，具体的な調査審議において，高度の専門性を有する規制委員会がその時点における最新の知見を踏まえて審査すべきであるから，火山ガイドを含む新規制基準において，原告らが指摘するような詳細なパラメータの定めがないことをもって不合理であるとはいえない。
よって，上記レポートの存在から，火山ガイドの定めが国際基準と比較して不合理であるということはできない。
５争点８（津波対策）について
(1)関連する規制基準の概要
ア設置許可基準規則
同規則（乙イＤ９の３）は，設計基準対象施設につき，基準津波（施設の供用中に当該施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならないとし（５条），重大事故等対処施設につき，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならないとしている（４０条）。
イ設置許可基準規則の解釈
同規則の解釈（乙イＤ１１の２）は，上記アの規定に関し，別記３において基準津波の策定方針と耐津波設計方針について定めている。このうち基準津波の策定に関しては，津波の発生要因として，地震のほか，地すべり，斜面崩壊その他の地震以外の要因，これらの組合せによるものを複数選定することとされ（別記３の１），国内のみならず世界で起きた大規模な津波事例を踏まえて検討すること（別記３の２二），不確かさを考慮した数値解析（別記３の２六），最新の科学的・技術的知見を踏まえること（別記３の２八），基準津波の超過確率を把握すること（別記３の２九）などが求められている。
ウ津波審査ガイド
津波審査ガイド（別紙２の第４の(27)，乙イＤ１２の１２）は，発電用軽水型原子炉施設の設置許可段階の基準津波策定及び耐津波設計方針に係る審査において，審査官等が，設置許可基準規則及び同規則の解釈の趣旨を十分踏まえ，基準津波策定及び耐津波設計方針の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的とするものであり（同ガイドⅠ１．１及びⅡ１．１），このうち基準津波策定における国内外で起きた大規模な津波事例の考慮に関し，次の規定が存在する。
(ｱ)プレート間地震に起因する津波発生事例（Ⅰ３．３．２解説(1)）巨大津波の例としては，１９５２年カムチャツカ地震（Ｍｗ９．０），１９６０年チリ地震（Ｍｗ９．５），１９６４年アラスカ地震（Ｍｗ９．２），２００４年スマトラ沖地震（Ｍｗ９．１），２０１１年東北地方太平洋沖地震（Ｍｗ９．０）が挙げられる。また，津波地震の発生事例としては，１９４６年アリューシャン地震（Ｍｔ＊９．３）及び１８９６年明治三陸地震（Ｍｔ８．６－９．０）が挙げられる。
(ｲ)海洋プレート内地震に起因する津波発生事例（Ⅰ３．３．３解説(1)）正断層型のアウターライズ地震の代表例として，１９３３年昭和三陸地震（Ｍｗ８．４）が挙げられる。また，２０１２年インドネシア・スマトラ島北部西方沖の地震（Ｍｗ８．６）は横ずれ断層型であるが，アウターライズで発生した地震の例として挙げられる。
(ｳ)海域の活断層による地殻内地震に起因する津波発生事例（Ⅰ３．３．４解説(1)）
事例としては，１９８３年日本海中部地震津波（Ｍｗ７．９）及び１９９３年北海道南西沖地震津波（Ｍｗ７．７）が挙げられる。(ｴ)地すべり等に起因する津波発生事例（Ⅰ３．３．５解説(1)）１９５８年リツヤ湾の津波は，地震の揺れの後に発生した斜面崩壊によって発生した。また，１９４６年アリューシャン津波地震，１９６４年アラスカ地震津波（Ｍｗ９．２）及び１９９８年パプアニューギニア地震津波（Ｍｗ７．１）は，地震の地殻変動による津波と地震動による沿岸部あるいは海底での地すべりによる津波の両方が同時に発生した可能性が高い。
(ｵ)火山現象に起因する津波発生事例（Ⅰ３．３．６解説(1)）１６４０年北海道駒ヶ岳噴火津波，１７４１年渡島大島火山津波，１７９２年島原眉山崩壊による津波は，火山噴火あるいは火山性地震による山体崩壊後の土砂崩れ（岩屑なだれ）の発生が原因であるとされている。また，１８８３年インドネシア・クラカタウ火山津波は，火山噴火によるカルデラ陥没形成や海中爆発が原因と考えられている。
(2)原告らの主張について


原告らは，津波審査ガイドでは日本海側の検討対象が限定的であり，日本海で今後発生が想定される地震について十分な検証ができていない状況において，新規制基準における津波想定手法の見直しが不十分であると主張する。しかし，日本海を震源とする地震に伴う津波事例が太平洋側と比較して少ないからといって，そのことが直ちに検討不十分ということにはならず，また，原告らが指摘する国土交通省の「日本海における大規模地震に関する調査検討会」は，平成２６年８月頃，検討結果の報告をしているところ（乙イＢ１７），その中では十分な検証ができていないとの指摘はされていない。いずれにせよ，原発の安全性に関わる調査審議は，最新の科学技術水準を踏まえてなされるものであり，最新の科学的・技術的知見を踏まえること（前記(1)イ）とする新規制基準が不合理であるとはいえない。
第４小括
以上のとおり，最新の科学技術水準を踏まえ，確立された国際基準からみて，規制委員会が本件原発の安全審査に用いる具体的審査基準に不合理な点は認められず，また，本件設置変更許可申請に対する規制委員会の安全審査及び処分が未だなされておらず，本件原発が運転を開始する具体的な目途も立っていない現時点において，本件原発に過酷事故発生の具体的危険性があることを理由として，その建設及び運転の差止めを認めることはできないというべきであるから，原告らの被告電源開発に対する差止請求は，その余の点について判断するまでもなく，いずれも理由がない。
第４章当裁判所の判断    その２－被告らに対する各慰謝料請求について第１争点１５（原告らの法益侵害及び損害の発生）について事案に鑑み，まず原告らの主張する法益侵害が生じているかについて検討する。１民法上の不法行為に基づく損害賠償請求（同法７０９条）も，その特別法である国賠法１条１項に基づく損害賠償請求も，法益侵害のあることが前提となるものであるところ，原告らは，生命，身体に対する侵害への恐怖や不安な気持ちを抱かされない，内心の静穏な感情及び生活を害されないという人格的利益をこれらの請求に係る被侵害利益として主張している。一般に，生命・身体という重要な保護法益に対する侵害について不法行為が成立し得ることは当然として，名誉・信用の毀損や騒音・日照権侵害等の生活利益の侵害といった人格的利益の侵害についても，不法行為を構成する場合があり得るものであるが，とりわけ生活利益や内心の静穏な感情といった，人によって受け止め方に差の生じ得る主観的利益については，各人の価値観が多様化し，精神的な摩擦が様々な形で現れている現代社会において，他者の社会的活動との調和を充分に図る必要があるから，仮に人がその侵害により精神的苦痛を受けることがあっても，一定の限度では甘受すべきものであって，およそその侵害が全て賠償責任の対象となるものではなく，社会通念上容認される限度を超えるものに限って法的保護の対象になり得るというべきである。２前記第３章第１の１(7)，(8)で認定したとおり，現時点において，本件原発は，原子炉建屋やタービン建屋等の建設作業中で，本件原発の主要な機器（圧力容器，タービン，発電機など）や核燃料物質は，未だ本件敷地内に搬入されておらず，旧原子炉等規制法下において運転していたこともない。前記第３章第１の１(6)のとおり，旧原子炉等規制法の下で原子炉設置許可処分がなされたとしても，現時点で直ちにこれに基づき原子炉の設置及び運転をすることは不可能であり，改正原子炉等規制法及び新規制基準の下での規制委員会の許認可や検査を受けない限り，具体的，現実的に本件原子炉が設置，運転される見込みはない。したがって，現時点において，本件原発の設置，運転あるいは重大な事故発生による原告らに対する生命，身体への侵害につき，原告らの居住区域いかんにかかわらず，未だその現実的なおそれは生じていないというべきである。
また，被告電源開発は，改正原子炉等規制法の施行に伴い本件原発の建設，運転に必要とされる設置変更許可を受けるべく，規制委員会に対し本件設置変更許可申請をしたが，現在，規制委員会において新規制基準への適合性に係る審査が継続されている段階であって，本件設置変更許可申請に対する規制委員会の許可がなされる目途も立っていないことに照らすと，現時点において，本件原発の運転等に伴う具体的，現実的な健康被害やそのおそれが発生していないというのみにとどまらず，運転開始の見込みが高いゆえに重大な事故の発生により放射性物質が本件敷地外に放出される具体的危険性がある，ということもできない。そうすると，原告らの主張する不安な気持ちは，現時点においては，極めて抽象的なものにとどまり，社会通念上受忍限度を超えるものともいえないというべきであって，原告らに対する法律上保護されるべき法益侵害は未だ生じていないといわざるを得ない。
第２小括
したがって，その余の点について判断するまでもなく，原告らの被告らに対する各慰謝料請求は，いずれも理由がない。
第５章結論
以上の次第で，原告らが，規制委員会が本件原発の安全審査に用いる具体的審査基準に不合理な点があると主張するいずれの事項についても，不合理であるとは認められず，未だ規制委員会の判断がなされておらず，本件原発の運転開始の目途も立っていない現時点（本件口頭弁論終結時）においては，本件原発の重大な事故発生に伴う放射性物質の放出等の具体的危険があるとは認められない。したがって，その余の点について判断するまでもなく，原告らの被告電源開発に対する本件原発の建設及び運転の差止請求は，いずれも理由がない。また，上記のとおり，本件原発の運転開始の目途も立っていない現時点においては，本件原発の重大な事故発生に伴う放射性物質の放出等に対する原告らの不安感は抽象的なものにとどまると認められ，原告らの主張する法益侵害が生じているとはいえないから，その余の点について判断するまでもなく，原告らの被告らに対する各慰謝料請求は，いずれも理由がない。
よって，原告らの請求をいずれも棄却することとして，主文のとおり判決する。
函館地方裁判所民事部
裁判長裁判官      浅   岡   千香子
裁判官        布施雄士
裁判官        山田将之
略語等一覧   表
本判決中，主な略語及び語句注については，本文中に記載したものを含め，以下のとおりである（五十音順。本文中に「＊」と記載することがある。）。
略語・語句内容・意味    備考
１０ＣＦＲ
米国の連邦規則Ｔｉｔｌｅ    １０
（Ｔｉｔｌｅ10   oftheCode   ofFederalRegulations）
エネルギー関係の連邦規則であり，このうちＮＲＣ＊
関係は，１０ＣＦＲのPart0～199，DOE（エネルギー省）関係は，１０ＣＦＲのPart200～1000となっている。
乙イA13
ＡＡＢＷＲ    改良型沸騰水型原子炉


（AdvancedBoilingWater   Reactor）
ＡＴＷＳ
原子炉停止機能喪失（事象）。
スクラム＊失敗事象ともいう。
（AnticipatedTransientwithout   Scram）ＢＢＷＲ    沸騰水型原子炉（Boiling   WaterReactor）
Ｂｑ→    ベクレル
ＥＣＣＳ
非常用炉心冷却設備
（EmergencyCoreCooling   System）
（設置許可基準規則＊１９条参照）
別紙2の
第1(3)
ＥＵＲ欧州電力事業者要求事項
（EuropeanUtilityRequirements）
乙イA9，10
参照
ＦＦＰガス    キセノン，クリプトン，ヨウ素など気体状の核分裂生成物のこと。放射性希ガスはこれに含まれる。
乙ロA37の
18頁
xi
ＪＥＡＧ４６０１
一般社団法人日本電気協会が制定した「原子力発
電所耐震設計技術指針」。数次にわたる改訂がさ
れ，JEAG4601-1987，JEAG4601・補-1984，JEAG4601-1991追補版，JEAG4601-2008等が発行されている。
乙ロB18，
19，20，22
ＪＥＡＧ４６２５
一般社団法人日本電気協会が制定した「原子力発
電所火山影響評価技術指針」。JEAG4625-2009，JEAG4625-2014，JEAG4625-2015が発行されている。
乙ロB173，
227，228
ＩＡＥＡ
国際原子力機関
（InternationalAtomicEnergy   Agency）
原子力の平和的利用を促進するとともに，原子力
が平和的利用から軍事的利用に転用されることを
防止することを目的として，IAEA憲章に基づき１９５７年（昭和３２年）発足した国際機関。
乙イD41の
60頁参照
ＩＮＳＡＧ
国際原子力安全諮問グループ
（InternationalNuclearSafety   Group）
IAEA＊事務局長の諮問機関であり，現在及び近
い将来の原子力安全問題に関する勧告と意見を
IAEA＊等に提供する目的で組織されている。
乙イA7
ＩＮＳＡＧ－１２
ＩＮＳＡＧのレポート
原子力発電所の基本安全原則（BasicSafetyPrinciplesforNuclear   PowerPlants）７５－ＩＮＳＡＧ
－３Rev.1（１９９９年）
乙イA8，
乙ロA90
xii
ＬＯＣＡ
原子炉の冷却材喪失事故
（LossofCoolant   Accident)圧力容器に繋がる配管の破断等により冷却材が喪
失し，圧力容器内の水位が低下するような異常事
態。（有効性評価ガイド＊参照）
別紙2の
第4(21)
ＭＭ
マグニチュード（気象庁マグニチュード）
地震の規模の大きさを表す尺度であり，地震計の
種類や計算方法によって様々なマグニチュードがあ
るが，日本では気象庁マグニチュードが一般に用い
られている。
乙ロB22の
52頁，
乙ロB97の
27頁参照
ＭＩＳ
海洋酸素同位体ステージ
（MarineIsotopeStage）
地球の気候変動サイクルのステージ区分。間氷期
（温暖期）に奇数番号が，氷期（寒冷期）に偶数番
号が，それぞれ新しい順に付されている。各ステー
ジ中，特徴的なピークにはアルファベット又は小数
点以下の番号が付されており，例えば，ステージ５
（１２万年前～８万年前の最終間氷期）では新しい
方から順に５a，５b，５ｃ，５ｄ，５ｅの５期に細分され
ており，ＭＩＳ５ｅは最終間氷期の最盛期に当たる約
１２．５万年前の時期になる。
乙ロB212
の29頁
xiii
Miura，etal．（２０
１３）
三浦大助ほか「北日本，恵山火山複合体の過去５
万年間の噴火史，火道の移動及びマグマの定常的
噴出」
（Eruptionhistory，conduitmigration，and   steadydischargeofmagma   forthepast   50,000yrat   Esanvolcaniccomplex，northernJapan）    （２０１３年）
乙ロB78
ＭＯＸウラン・プルトニウム混合酸化物
（MixedOxide）
乙ロA37の
34頁
ＭＳ
異常影響緩和系（Mitigation   System）
原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止
し，又はこれを速やかに収束せしめ，もって一般公
衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射
線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの
（重要度分類審査指針＊参照）
別紙3の   1
の(4)
Ｍｔ津波マグニチュード
乙ロB4の
102頁，乙
ロB64の   1
の1-18頁
参照
Ｍｗ
モーメントマグニチュード
断層面の面積と断層のすべり量（ずれの量）から求
められ，物理的意味の明確なマグニチュード。規模
の大きな地震ではＭ＊（気象庁マグニチュード）の飽
和が起こるため，Ｍｗが用いられる。
乙ロB22の
52頁，
乙ロB97の
27頁参照
xiv
Noda，etal．（２００
２）
野田静男ほか「岩盤上の剛構造物に対する設計用
応答スペクトル」２００２年
（Noda，etal．   “RESPONSESPECTRAFORDESIGNPURPOSEOF   STIFFSTRUCTURESONROCKSITES”）
乙ロB
ＮＲＣアメリカ合衆国原子力規制委員会
（UnitedStatesNuclear   RegulatoryCommission)乙イA13参
ＮＳ－Ｒ－３
IAEA安全基準－安全要件（SafetyRequirement）原子炉等施設の立地評価（SiteEvaluationforNuclearInstallations）   No.ＮＳ－Ｒ－３（２００３年）


なお，ＮＳ－Ｒ－３（Rev.1）は２０１６年
甲D81
（甲D130の
1の105   頁
参照）
ＰＳ
異常発生防止系（Prevention   System）
その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に
陥れ，もって一般公衆ないし従事者に過度の放射
線被ばくを及ぼすおそれのあるもの
（重要度分類審査指針＊参照）
別紙3の   1
の(4)
ＰＳＡ／ＰＲＡ
確率論的安全性評価／確率論的リスク評価
（ProbabilisticSafety／Risk    Assessment）
シビアアクシデント＊を対象として，機器の故障など
事故の発端となる事象の発生頻度とその影響を定
量的に評価することにより原発の安全性を総合的
に評価する手法であり，ＰＲＡとも呼ばれる。
（設置許可基準規則の解釈＊３７条，参照）
別紙2の
第3(10)
ＰＷＲ加圧水型原子炉
（PressurizedWaterReactor）
xv
Ｒｒｅｍ    →レム
ＳＢＯ
全交流動力電源喪失
（StationBlackout）
原子力発電所に全ての交流動力電源を供給できな
くなった状態。
ＳＳＧ－２１
ＩＡＥＡ安全基準（SafetyStandards）－個別安全指
針（SpecificSafetyGuide）
原子炉等施設のサイト評価における火山ハザード
（VolcanicHazardsin   SiteEvaluationfor   NuclearInstallations）No.ＳＳＧ‐２１    （２０１２年）
甲B178，
乙イB29
の1～2
ＳＳＧ－９
ＩＡＥＡ安全基準－個別安全指針（SpecificSafetyGuide）
原子炉等施設のサイト評価における地震ハザード
（SeismicHazardsin   SiteEvaluationfor   NuclearInstallations）No.ＳＳＧ‐９    （２０１３年）
甲B108，
甲B140
ＳＳＲ－２／１
ＩＡＥＡ安全基準－個別安全要件（SpecificSafetyRequirements）
原子力発電所の安全：設計（Safety   ofNuclearPowerPlants：Design）   No.ＳＳＲ‐２／１（２０１２年）
なお，ＳＳＲ－２／１（Rev．１）は２０１３年
甲Ｄ80，乙
ロD24
乙イD63
（Rev.1）
Ｓｖ→    シーベルト
ＴＴ．Ｐ．    東京湾平均海面
xvi
ＶＥＩ
火山爆発指数
（VolcanicExplosivity    Index）
噴出物の量で火山の爆発規模の大きさを表し，０～
８に区分される。VEI＝０が最小，VEI＝８が最大である。
甲B33
ＷＥＮＲＡ
西欧原子力規制者会議
（WesternEuropeanNuclear   RegulatorsAssociation）
ヨーロッパ域内の原子力安全情報の共有促進，
ヨーロッパの原子力安全規制機関の長の間のネッ
トワークとして機能することを目的として，欧州各国
の規制機関の長により構成される会議体。
乙イA12参
照あ
アスペリティ
震源断層面＊において，固着の強さが周囲に比べ
て特に大きい領域のこと。すべり量が大きく強い地
震波を出す強振動生成領域である。
甲B30，乙
イB9，乙イ
D41の218
頁参照
安全委員会
原子力安全委員会
平成２４年法律第４７号による改正前の原子力委員
会及び原子力安全委員会設置法（同法は，同改正
により，法律の題名が「原子力委員会設置法」に改
正された。）に基づき，内閣府に設置された審議会
等の一つ。
規制委員会設置法＊（平成２４年法律第４７号）の施行と同時に，平成２４年９月１９日廃止された。
xvii
安全機能
発電用原子炉施設の安全性を確保するために必
要な機能であって，次に掲げるものをいう。
・その機能の喪失により，発電用原子炉施設に運
転時の異常な過渡変化＊又は設計基準事故＊が発
生し，これにより公衆又は従事者に放射線障害を
及ぼすおそれがある機能
・発電用原子炉施設の運転時の異常な過渡変化＊
又は設計基準事故＊の拡大を防止し，又は速やか
にその事故を収束させることにより，公衆又は従事
者に及ぼすおそれがある放射線障害を防止し，及
び放射性物質が発電用原子炉を設置する工場等
外へ放出されることを抑制し，又は防止する機能
（設置許可基準規則＊２条２項５号）
別紙2の
第1(3)
安全基盤機構
（ＪＮＥＳ）
独立行政法人原子力安全基盤機構
（JapanNuclearEnergy   SafetyOrganization）
（旧）独立行政法人原子力安全基盤機構法（平成１
４年法律第１７９号）に基づき設立された独立行政
法人。平成２６年３月１日解散し，規制委員会＊に統合された。
安全施設設計基準対象施設   ＊のうち，安全機能＊を有するも
の（設置許可基準規則   ＊２条２項８号）
別紙2の
第1(3)
安全設計審査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（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）
別紙3の   1
の(3)
xviii
安全重要度分類
発電用軽水型原子炉施設の安全性を確保するた
めに必要な各種の機能について，安全上の見地か
らそれらの相対的重要度を定めたもの
（重要度分類審査指針＊参照）
別紙3の   1
の(4)参照
安全評価審査指針
発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審
査指針（平成２年８月３０日原子力安全委員会決
定）
別紙3の   1
の(9)
い伊方原発最高裁判
平成４年１０月２９日最高裁判所第１小法廷判決
（民集４６巻７号１１７４頁）


入倉・三宅（２００１）入倉孝次郎，三宅弘恵    「シナリオ地震の強震動予
測」（地学雑誌第１１０巻６号所収）
乙ロB131
運転時の異常な過
渡変化
通常運転時に予想される機械又は器具の単一の
故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操
作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される
外乱によって発生する異常な状態であって，当該状
態が継続した場合には発電用原子炉の炉心又は
原子炉冷却材圧力バウンダリ＊の著しい損傷が生
ずるおそれがあるものとして安全設計上想定すべき
もの。（設置許可基準規則＊２条２項３号）
別紙2の
第1(3)
xix
応答スペクトル
地震動がいろいろな固有周期（構造物が個別に有
している揺れやすい周期）を持つ建物・構築物及び
機器・配管系に対して，どのような揺れの強さ（応
答）を生じさせるかを，縦軸に加速度・速度等の最
大応答値，横軸に固有周期（又はその逆数の固有
振動数）をとって，分かり易いように描いたものをい
う。
乙イB13
参照
応力降下量
震源断層面＊上に蓄積されていたせん断応力（物
体内部でずれを生じさせる力）は，震源断層面＊の
ずれ（断層破壊，地震）のエネルギーとなって，その
全部あるいは一部が解放されるところ，応力降下量
とは，この解放されたせん断応力，すなわち，地震
発生直前のせん断応力と，地震発生直後のせん断
応力との差のことをいう。
乙イD41の
221頁参照
女川原発東北電力＊の女川原子力発電所
か改正原子炉等規制
平成２４年法律第４７号による改正後の原子炉等規
制法＊
海成段丘
海成段丘面
海の作用で作られた段丘＊。なお，河川が作った段
丘は河成段丘という。
海成段丘での平坦地を海成段丘面という。
乙ロB212
xx
解放基盤表面
基準地震動＊を策定するために，基盤面上の表層
及び構造物が無いものとして仮想的に設定する自
由表面であって，著しく高低差がなく，ほぼ水平で
相当な拡がりを持って想定される基盤の表面をい
う。ここでいう基盤とは，おおむね，せん断波速度
Vs=700m/s以上の硬質地盤であって，著しい風化を受けていないものをいう。
（設置許可基準規則の解釈＊別記２の５一，基準地
震動審査ガイド＊Ⅰの   1.3(1)，新耐震設計審査指
針＊参照）
別紙2の
第3(10)，
第4(26)，
別紙3の   1
の(5)
海洋プレート内地
沈み込む（沈み込んだ）海洋プレート内部で発生す
る地震をいい，海溝軸付近又はそのやや沖合で発
生する「沈み込む海洋プレート内の地震」又は海溝
軸付近から陸側で発生する「沈み込んだ海洋プ
レート内の地震（スラブ内地震）」の２種類に分けら
れる。（設置許可基準規則の解釈＊別記２の５二）
別紙2の
第3(10)
火山ガイド原子力発電所の火山影響評価ガイド
（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定）
別紙2の
第4(16)
火山事象
火山災害を引き起こすおそれのある，火山に関連し
たあらゆる事象若しくは一連の現象。噴火を含めて
もよく，通常は火山で発生する地滑りなどの非噴火
によるものも含める。（火山ガイド＊１．４(3)）
別紙2の
第4(16)
柏崎刈羽原発東京電力＊の柏崎刈羽原子力発電所
xxi
加藤ほか（２００４）
加藤研一ほか「震源を事前に特定できない内陸地
殻内地震による地震動レベル－地質学的調査によ
る地震の分類と強震観測記録に基づく上限レベル
の検討－」
（日本地震工学会論文集第４巻第４号所収）
乙ロB42
完新世
地質年代の一つである第四紀の区分のうち最も新
しいものであり，約１万１７００年前から現在までの
期間。（火山ガイド＊１．４参照）
別紙14
別紙2の
第4(16)
技術基準規則
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準
に関する規則（平成２５年６月２８日原子力規制委
員会規則第６号）
別紙2の
第1(4)
技術的能力基準
実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の
重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を
実施するために必要な技術的能力に係る審査基準
（原規技発第1306197号）（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定）
別紙2の
第3(14)
基準地震動
基準地震動Ｓｓ
基準地震動とは，耐震重要施設＊の供用中に当該
施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震によ
る地震動（地震に伴って生じる揺れ）をいう（設置許
可基準規則＊４条３項）。
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（基準地震
動Ｓｓ，新耐震設計審査指針＊５．）と同様である（基準地震動審査ガイド＊）。
別紙2の
第1(3)
別紙3の   1
の(5)，
別紙2の第
4(26)
xxii
基準地震動審査ガ
イド
基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド
（原管地発第1306192号）（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定）
別紙2の
第4(26)
基準津波
設計基準対象施設＊の供用中に当該施設に大きな
影響を及ぼすおそれがある津波（設置許可基準規
則＊５条）
別紙2の
第1(3)
規制委員会
原子力規制委員会
原子力規制委員会設置法（平成２４年法律第４７
号）に基づき環境省の外局として設置された独立行
政委員会（同法２条，国家行政組織法３条２項）
規制委員会設置法原子力規制委員会設置法
（平成２４年法律第４７号）


逆断層断層の上側の地盤が断層面上をずり上がる形とな
る断層
乙イB9参
(旧）仮想事故
立地審査指針＊に規定された，（旧）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（たとえば，（旧）重大事故＊を想定する際に
は効果を期待した安全防護施設のうちいくつかが
動作しないと仮定し，それに相当する放射性物質の
放散を仮想するもの）
（立地審査指針＊の別紙１の１．２ｂ）
別紙3の   1
の(2)
旧原子炉等規制法平成２４年法律第４７号による改正前の原子炉等規
制法＊
xxiii
（旧）重大事故
立地審査指針＊に規定された，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
（立地審査指針＊の別紙１の１．２a）
別紙3の   1
の(2)
旧耐震設計審査指
針新耐震設計審査指針＊（別紙3   の1の(5)）による見
直し前の「発電用原子炉施設に関する耐震設計審
査指針」（昭和５６年７月２０日原子力安全委員会
決定，平成１３年３月２９日一部改訂）
乙イD51，
乙ロB115
参照
旧汀線
海成段丘面＊と段丘崖＊とが接する線。
海成段丘面＊が形成された当時の海岸線，つまりそ
の当時の海水面の高さを示すものである。
甲B228，
乙ロB212
旧電気事業法平成２４年法律第４７号による改正前の電気事業法
（昭和３９年法律第１７０号）
共通要因
２以上の系統又は機器に同時に影響を及ぼすこと
によりその機能を失わせる要因
（設置許可基準規則＊２条２項１８号）
別紙2の
第1(3)
強風化部
地表付近において空気や水，太陽光にさらされるこ
とでもともとあった鉱物が別の鉱物に代わる現象を
「風化」といい，「強風化部」とは，岩石の風化が進
行した部分をいう。
乙ロB213
の106頁
xxiv
距離減衰式
地震動は，地震により放出されるエネルギーが大き
いほど，また，震源に近いほど大きくなる性質があ
るところ，「距離減衰式」とは，この性質を利用し，地
震の規模や震源からの距離等のパラメータを入力
すると，地震の規模と震源からの距離との関係によ
り，想定される地震動の強さが求まる計算式のこと
をいう。
乙イB8   参
け原災法    原子力災害対策特別措置法
（平成１１年法律第１５６号）
原子力機構
国立研究開発法人日本原子力研究開発機構
平成１７年１０月１日，日本原子力研究所及び核燃
料サイクル開発機構を統合して発足した独立行政
法人。
原子炉施設等基準
検討チーム
発電用軽水型原子炉の新安全基準に関する検討
チーム（第２１回より，「発電用軽水型原子炉の新規
制基準に関する検討チーム」と改称）
規制委員会＊に設置され，平成２４年１０月から平
成２５年６月までの間に２３回の会合が開催された。
乙イD34
甲D167
乙イD41の
51頁
原子炉等規制法核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関
する法律（昭和３２年法律第１６６号）
原子炉冷却材圧力
バウンダリ
発電用原子炉施設のうち，運転時の異常な過渡変
化＊時及び設計基準事故＊時において，圧力障壁と
なる部分（設置許可基準規則   ＊２条２項３５号）
別紙2の
第1(3)
xxv
検討用地震
敷地周辺の活断層の性質，過去及び現在の地震
発生状況等を考慮し，さらに地震発生様式等による
地震の分類を行った上で，敷地に大きな影響を与
えると予想される地震（設置許可基準規則の解釈＊
別記２の５二，新耐震設計審査指針＊５(2)①）
別紙2の
第3(10)，
別紙3の   1
の(5)
原発原子力発電所
こ小池・町田（２００１）    小池一之・町田洋編「日本の海成段丘アトラス」
（東京大学出版会，２００１年）
乙ロB38，
乙ロB217
国賠法国家賠償法（昭和２２年法律第１２５号）
国民保護法武力攻撃事態等における国民の保護のための措
置に関する法律（平成１６年法律第１１２号）
最終ヒートシンク
発電用原子炉施設において発生した熱を最終的に
除去するために必要な熱の逃し場
（設置許可基準規則＊２条２項３４号）
別紙2の
第1(3)
佐藤ほか（２０１３）
佐藤浩章ほか「物理探査・室内試験に基づく2004年留萌支庁南部の地震によるK-NET港町観測点
（HKD020）の基盤地震動とサイト特性評価」
（平成２５年１２月・電力中央研究所報告）
乙ロB43の
2，甲B55
参照
し志賀原発    北陸電力＊の志賀原子力発電所
事故シーケンス
事故のシナリオを，起因事象，安全設備や緩和操
作の成功・失敗，物理現象の発生の有無などの組
合せとして表したもの
（設置許可基準規則の解釈＊３７条参照）
別紙2の
第3(10)
乙イＤ41の
140頁
xxvi
地震等基準検討
チーム
発電用軽水型原子炉施設の地震・津波に関わる新
安全設計基準に関する検討チーム（第１２回より，
「発電用軽水型原子炉施設の地震・津波に関わる
規制基準に関する検討チーム」と改称）
規制委員会＊に設置され，平成２４年１１月から平
成２５年６月までの間に１３回の会合が開催された。
乙イD3
乙イD41の
52頁
事態対処法
武力攻撃事態等及び存立危機事態における我が
国の平和と独立並びに国及び国民の安全の確保
に関する法律（平成１５年法律第７９号）


実用炉規則実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則
（昭和５３年１２月２８日通商産業省令第７７号）
別紙2の
第1(1)
地盤増幅特性
震源特性
伝播経路特性
地震動は，断層においてどのような破壊が起こった
か（震源特性），生じた地震波動がどのように伝わっ
てきたか（伝播経路特性），観測地点近傍の地盤構
造によって地震波動がどのような影響を受けたか
（地盤増幅特性），の組合せで表現される。地盤増
幅特性は地盤の構成や構造によって異なり，観測
点近傍で地震波が柔らかい地層に入射すると，一
般には増幅されて大きな地震動となる。
乙イB4
シビアアクシデント
設計基準事象を大幅に超える事象であって，安全
設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷
却又は反応度の制御ができない状態であり，その
結果，炉心の重大な損傷に至る事象（平成２年２月
原子炉安全基準専門部会共通問題懇談会中間報
告書）。過酷事故ともいう。
乙イD24
の5頁参照
xxvii
シーベルト（Ｓｖ）
ミリシーベルト
（mSv）
生体や人体が受けた放射線の影響度を表す単位。
実効線量，等価線量ともいい，吸収線量と放射線
荷重係数を掛け合わせたものになる。１シーベルト
は１００レムに相当する。
１Sv＝１０００mSv
甲C2の   31
甲C10の
41頁
島崎（２００８）
島崎邦彦「震源断層より短い活断層の長期予測」
（日本活断層学会２００８年秋季学術大会講演予稿
集）
甲B54
従属要因
単一の原因によって確実に系統又は機器に故障を
発生させることとなる要因
（設置許可基準規則＊２条２項１８号）
別紙2の
第1(3)
重大事故
重大事故等
「重大事故」とは，発電用原子炉の炉心の著しい損
傷又は核燃料物質貯蔵設備に貯蔵する燃料体若
しくは使用済燃料の著しい損傷をいう（改正原子炉
等規制法＊４３条の３の６第１項３号，実用炉規則＊
〔平成２４年９月１４日経済産業省令第６８号による
改正後のもの〕４条）。
重大事故及び重大事故に至るおそれがある事故
（運転時の異常な過渡変化＊及び設計基準事故＊を
除く。）を併せて，「重大事故等」という（設置許可基準規則＊２条２項１１号）。
別紙2の
第1(1)
別紙2の
第1(3)
xxviii
重大事故緩和設備
常設重大事故緩和
設備
重大事故等対処設備＊のうち，重大事故＊が発生し
た場合において，当該重大事故の拡大を防止し，
又はその影響を緩和するための機能を有する設備
を「重大事故緩和設備」という。（設置許可基準規則＊２条２項１６号）
このうち，常設のものを「常設重大事故緩和設備」と
いう。（設置許可基準規則＊３８条１項３号）
別紙2の
第1(3)
重大事故等対処
施設
重大事故等＊に対処するための機能を有する施設
（設置許可基準規則＊２条２項１１号）
別紙2の
第1(3)
重大事故等対処
設備・
常設重大事故等対
処設備
重大事故等＊に対処するための機能を有する設備
（設置許可基準規則＊２条２項１４号）
なお，このうち常設のものを「常設重大事故等対処
設備」という。（同規則４３条２項）
別紙2の
第1(3)
重大事故防止設備
常設重大事故防止
設備
重大事故等対処設備＊のうち，重大事故＊に至るお
それがある事故が発生した場合であって，設計基
準事故対処設備＊の安全機能＊又は使用済燃料貯
蔵槽の冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合
において，その喪失した機能（重大事故＊に至るお
それがある事故に対処するために必要な機能に限
る。）を代替することにより重大事故＊の発生を防止する機能を有する設備を「重大事故防止設備」とい
う。（設置許可基準規則＊２条２項１５号）
重大事故防止設備のうち，常設のものを「常設重大
事故防止設備」という。（設置許可基準規則＊３８条１項１号）
別紙2の
第1(3)
xxix
重要安全施設
安全施設＊のうち，安全機能＊の重要度が特に高い
安全機能＊を有するもの
（設置許可基準規則＊２条２項９号）
別紙2の
第1(3)
重要度分類審査指
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
（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）
別紙3の   1
(4)
常設耐震重要
重大事故防止設備
常設重大事故防止設備＊であって，耐震重要施設＊
に属する設計基準事故対処設備＊が有する機能を
代替するもの（設置許可基準規則＊３８条１項１号）
別紙2の
第1(3)
新垣見マップ
垣見俊弘ほか「日本列島と周辺海域の地震地体構
造区分」（地震第２輯第５５巻(２００３年)所収）に示
されている地震地体構造区分図
乙ロB7
（甲B52参
照）
新規制基準
別紙２(1)から(38)までを総称して，又は，別紙２(1)から(6)までのみを指し，若しくは，別紙２(1)から(15-
2)までを指す，行政実務上の呼称
別紙2
震源断層
震源断層面
震源断層とは，地震の発生原因となる地下の岩盤
の破壊面（断層）をいう。これに対し，地震時に地表
に現れた断層を，（地表）地震断層という。
地震は，震源断層が面状にずれ破壊を起こすこと
により生じ，このずれ破壊の領域のことを，震源断
層面という。
甲B30，
乙イB
乙ロB212
参照
震源特性→    地盤増幅特性を参照
新耐震設計審査指
発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針
（平成１８年９月１９日原子力安全委員会決定）
別紙3の   1


の(5)
xxx
推本
地震調査研究推進本部
地震防災対策特別措置法（平成７年法律第１１１
号）に基づき文部科学省に設置された機関であり，
地震防災対策の強化，特に地震による被害の軽減
に資する地震調査研究の推進を基本的な目標とし
ている。
甲B142
推本（２０１０）推本＊「暫定版『活断層の長期評価手法』報告書」
（平成２２年１１月２５日）
甲B146
推本（２０１４）推本＊    地震調査委員会「全国地震動予測地図2014年版～全国の地震動ハザードを概観して～」
甲B52
（付録-1）
推本レシピ
推本＊地震調査委員会「震源断層を特定した地震
の強震動予測手法」
（平成２９年４月２７日改訂版／平成２８年６月１０日改訂版・同年１２月９日修正版／平成２１年１２月２
１日改訂版）
乙イB14（乙
ロB324），
乙ロB322，
323，乙イ
D50（乙ロ
B29）
スクラム
（原子炉の）停止。特に緊急停止のことをいう。制御
棒を炉心に急速挿入することにより，原子炉を緊急
停止する。
甲A2，
甲A30，
乙ロA56
スラブ内地震→    海洋プレート内地震を参照。駿河湾地震平成２１年８月１１日に発生した駿河湾を震源とする地震。静岡沖地震，静岡地震とも呼ばれる。
xxxi
設計基準事故
発生頻度が運転時の異常な過渡変化＊より低い異
常な状態であって，当該状態が発生した場合には
発電用原子炉施設から多量の放射性物質が放出
するおそれがあるものとして安全設計上想定すべき
もの（設置許可基準規則＊２条２項４号）
別紙2の
第1(3)
設計基準事故対処
設備
設計基準事故＊に対処するための安全機能＊を有
する設備（設置許可基準規則   ＊２条２項１３号）
別紙2の
第1(3)
設計基準対象施設
発電用原子炉施設のうち，運転時の異常な過渡変
化＊又は設計基準事故＊の発生を防止し，又はこれ
らの拡大を防止するために必要となるもの
（設置許可基準規則＊２条２項７号）
別紙2の
第1(3)
設置許可基準規則
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構
造及び設備の基準に関する規則（平成２５年６月２
８日原子力規制委員会規則第５号）
別紙2の
第1(3)
設置許可基準規則
の解釈
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構
造及び設備の基準に関する規則の解釈（平成２５
年６月１９日原子力規制委員会決定）
別紙2の
第3(10)
川内原発九州電力株式会社の川内原子力発電所
耐震重要施設
設計基準対象施設＊のうち，地震の発生によって生
ずるおそれがあるその安全機能＊の喪失に起因す
る放射線による公衆への影響の程度が特に大きい
もの（設置許可基準規則＊３条１項）
別紙2の
第1(3)
xxxii
耐震重要度
耐震重要度分類
地震により発生するおそれがある設計基準対象施
設＊の安全機能＊の喪失（地震に伴って発生するお
それがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全
機能の喪失を含む。）及びそれに続く放射線による
公衆への影響を防止する観点から，各施設の安全
機能が喪失した場合の影響の相対的な程度。
耐震重要度に応じて設計基準対象施設＊を３クラス
に分類したものを，「耐震重要度分類」という。
（設置許可基準規則の解釈＊別記２の２）
別紙2の
第3(10)
耐震バックチェック
保安院＊が，平成１８年９月，発電用原子炉設置者
等に対し，新耐震設計審査指針＊に基づき指示し
た，耐震安全性の再確認のこと
耐専式地震動の応答スペクトル＊の評価手法
（Noda.et.al（2002）＊の手法）
乙ロB25参
照第四紀地質年代の一つ。約２５８万年前から現在までの期間。（火山ガイド＊１．４参照）
別紙14
別紙2の
第4(16)
多重性
同一の機能を有し，かつ，同一の構造，動作原理そ
の他の性質を有する２以上の系統又は機器が同一
の発電用原子炉施設に存在すること
（設置許可基準規則＊２条２項１７号）
別紙2の
第1(3)
xxxiii
多様性
同一の機能を有する２以上の系統又は機器が，想
定される環境条件及び運転状態において，これらの
構造，動作原理その他の性質が異なることにより，
共通要因＊又は従属要因＊によって同時にその機
能が損なわれないこと
（設置許可基準規則＊２条２項１８号）
別紙2の
第1(3)
単一故障
単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の
安全機能を失うこと（従属要因＊による多重故障を
含む。）（設置許可基準規則   ＊１２条２項）
別紙2の
第1(3)
段丘・    段丘面
・段丘崖
海岸や河川沿いに見られる階段状の地形。
平坦な部分を「段丘面」，急な崖の部分を「段丘崖」
という。
甲B229，
乙ロB212
チェルノブイリ原発
事故
１９８６年（昭和６１年）４月２６日，現在のウクライナ
北部に設置されたチェルノブイリ原子力発電所の４
号機の試験中，原子炉や原子炉建屋等が重大な
損壊に至った事故
乙ロA79
地質審査ガイド
敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査に係る
審査ガイド（原管地発第1306191号）（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定）
別紙2の
第4(25)
遅発中性子
核分裂反応によって生じた核分裂生成物の一部が
ベータ崩壊することに伴って，核分裂反応後，数秒
から数十秒が経ってから放出される中性子
乙ロA37の
13頁
中部電力中部電力株式会社
xxxiv
超過確率
年超過確率


「超過確率」とは，一定の期間中に評価対象とする
事象がある基準値を超える確率を示すものをいうと
ころ，「年超過確率」は，基準値を超える事象が１年
でどれくらいの確率で生ずるのかを示すものをいう。
（設置許可基準規則の解釈＊別記２の３一，基準地
震動審査ガイド＊Ⅰの6参照）
別紙2の第
3(10)，第
4(26)，甲Ｂ
165の7
頁，32頁参
地理的領域
火山影響評価が実施される原発周辺の領域を指
す。当該原発敷地を中心とする半径１６０ｋｍの範
囲内をいう。（火山ガイド＊１．４(5)）
別紙2の
第4(16)
津波審査ガイド
基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド
（原管地発第1306193号）（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定）
別紙2の
第4(27)
て伝播経路特性    →地盤増幅特性    を参照と東京電力    東京電力株式会社（平成２８年４月１日から「東京電力ホールディングス株式会社」に変更）
東北地方太平洋沖
地震
平成２３年３月１１日に発生した三陸沖を震源とする
地震であり，気象庁が「平成２３年（２０１１年）東北地方太平洋沖地震」と命名している。
東北電力東北電力株式会社
xxxv
特定重大事故等対
処施設
重大事故等対処施設＊のうち，故意による大型航
空機の衝突その他のテロリズムにより炉心の著しい
損傷が発生するおそれがある場合又は炉心の著し
い損傷が発生した場合において，原子炉格納容器
の破損による工場等外への放射性物質の異常な
水準の放出を抑制するためのもの
（設置許可基準規則＊２条２項１２号）
別紙2の
第1(3)
独立性
２以上の系統又は機器が，想定される環境条件及
び運転状態において，物理的方法その他の方法に
よりそれぞれ互いに分離することにより，共通要因＊
又は従属要因＊によって同時にその機能が損なわ
れないこと（設置許可基準規則   ＊２条２項１９号）
別紙2の
第1(3)
内陸地殻内地震
陸のプレートの上部地殻地震発生層に生じる地震
をいい，海岸のやや沖合で起こるものを含む。
（設置許可基準規則の解釈＊別記２の５二）
別紙2の
第3(10)
新潟県中越沖地震
平成１９年７月１６日に発生した新潟県上中越沖を
震源とする地震であり，気象庁が「平成１９年（２００７年）新潟県中越沖地震」と命名している。
日本海中部地震
昭和５８年５月２６日に発生した秋田県能代市沖を
震源とする地震であり，気象庁が「昭和５８年（１９８３年）日本海中部地震」と命名している。
日本原電日本原子力発電株式会社
ね年超過確率    →超過確率    を参照
xxxvi
能登半島地震
平成１９年３月２５日に発生した石川県輪島市西南
西沖を震源とする地震であり，気象庁が「平成１９
年（２００７年）能登半島地震」と命名している。
破壊開始点
地震は，断層の両側の岩盤がずれて破壊されるこ
とによって発生するが，震源断層面の破壊について
は，一度に全ての領域が破壊されるのではなく，あ
る点から時間の経過とともに，次第に破壊が震源
断層面状を拡がっていくことが知られており，この一
連の破壊が始まる位置のことをいう。（設置許可基
準規則の解釈＊別記２の５二⑤，基準地震動審査
ガイド＊Ⅰの3.3.3(2)参照）
別紙2の第
3(10)，第
4(26)，乙イ
Ｂ5の8   頁
参照
浜岡原発中部電力＊の浜岡原子力発電所
パッシブ性受動性。人の手を介さず自動的に作動すること。
ひ被告電源開発    被告電源開発株式会社
福島原発事故
福島第一原発＊において，平成２３年３月１１日の東
北地方太平洋沖地震＊及びこれに伴う津波に起因
して発生した事故
福島第一原発東京電力＊の福島第一原子力発電所
藤原証人証人藤原広行
プルトニウム・ス
ポット
燃料ペレットの中で，局所的にプルトニウム濃度が
高い部分（数十ミクロン程度のかたまり）
乙ロA37の
36頁
プレート間地震／プ
レート境界地震
相接する二つのプレートの境界面で発生する地震
（設置許可基準規則の解釈＊別記２の５二）
別紙2の
第3(10)
プレナム燃料被覆管上部に設けられた，燃料ペレットのない
空間のこと
乙ロA37の
18，35頁
xxxvii
へ平成２６年工事計
画認可申請
被告電源開発が平成２６年１２月１６日付けで規制
委員会に対してした本件原発の工事計画認可申請
乙ロD32
ベクレル（Bq）
テラベクレル（TBｑ）
ペタベクレル（PBｑ）
放射性物質が崩壊する際に放射線を放出する能力
の強さを表す単位。１秒間に１個の崩壊を起こす放
射性物質の能力を１ベクレルという。
１０１２ベクレル＝１テラベクレル（TBｑ）＝１兆ベクレル１０１５ベクレル＝１ペタベクレル（PBｑ）＝1000兆ベク
レル
甲C2，
甲C6
ペレット二酸化ウラン等の燃料用物質を小円柱状に焼き固
めたもの
甲A2，
乙ロA37
ベンチ
波食棚。岩石海岸において，波の浸食作用によっ
て岩石が削られてできた平坦面で，現在の海面より
上に出たもの。
乙ロB212，
甲B228
保安院
（旧）原子力安全・保安院
経済産業省資源エネルギー庁に置かれた機関。
規制委員会設置法＊の施行と同時に平成２４年９月
１９日廃止された。
ボイド
ボイド効果
ボイド係数
原子炉の炉心における冷却材中の蒸気泡をボイド
という。冷却材中のボイドが多くなると，核分裂反応


平成２３年１２月７日判決言渡同日原本領収    裁判所書記官平成２３年（ワ）第１８５６４号損害賠償請求事件
口頭弁論終結日平成２３年１０月５日
判              決
東京都目黒区＜以下略＞
原                告          Ｘ
東京都大田区＜以下略＞
被                告          株式会   社リコ   ー同訴訟   代理人   弁護士            田      中      昌      利同                            東      崎      賢      治同                            井      上              聡
主              文
１原告の請求を棄却する。
２訴訟費用は原告の負担とする。
事実及   び理由
第１請求
１請求
(1)被告は，原告に対し，１９９万４２００円及びこれに対する昭和５６年６月１４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)仮執行宣言
２答弁
(1)本案前の答弁
本件訴えを却下する。
(2)本案に対する答弁
主文同旨
第２事案の概要
１本件は，原告が被告に対し，被告は，従前の訴訟（東京地方裁判所平成１３年(ワ)第１１９３５号，東京高等裁判所平成１３年(ネ)第４２７５号，最高裁判所平成１４年(オ)第５９号）の判決の成立過程において，原告の権利を害する意図のもとに，事実を秘匿した目録を提出し，虚偽の事実を主張するという作為又は不作為によって，裁判所を欺罔する等の不正な行為を行い，その結果，あり得べからざる内容の確定判決を取得し，かつ，損害賠償義務を免れたことによって，原告に損害を与えたと主張して，主位的には不法行為に基づく損害賠償請求として，予備的には不当利得返還請求として，損害４０６億８９４８万円の一部である１９９万４２００円及びこれに対する不法行為後である昭和５６年６月１４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の支払を求める事案である。
２前提となる事実（争いのない事実以外は，証拠を項目の末尾に記載する。ただし，書証は枝番を含む。）
(1)原告は，次の実用新案権（以下「本件実用新案権」といい，本件実用新案権に係る考案を「本件考案」という。）を有していた（甲３，５，１１，乙４）。
登録番   号    第９７８６０２号
考案の名称    カッター装置付きテープホルダー
出願    日    昭和４１年６月１３日
出願公   告    昭和４７年１月２２日
登録    日    昭和４７年９月２９日
満了    日    昭和５６年６月１３日
実用新案登録請求の範囲
「巻回テープ類を保持する本体１に固定刃２を有する引出口３を形成し，該引出口３には固定刃２と共に，引出したテープＴ類を剪断する可動刃４を回動自在に設けたカッター装置付テープホルダーにおいて，操作摘み９を有する可動刃４の緩挿軸８に幅裁断用切刃７を固着し，軸８と引出口３の間に
一対の案内ロール５，６を装架した構造」
(2)原告と被告間の訴訟の経緯等（甲３，乙１～３５，３８）ア原告は，昭和５３年以降，東京地方裁判所に対し，被告を相手方として，被告が製造販売した複写機である「リコーＰＰＣ９００及びＢ・Ａチェンジャー」，「リコーＰＰＣ９００及びセンタースリッター」並びに「リコ   ピーＰ   ＬＣ５   ０００   オート   」（以   下，「   被告係   争複写   機」と   いう。）について，原告の有する本件実用新案権を侵害すると主張して，不法行為による損害賠償請求，又は，不当利得返還請求として，一定の台数分の製品についての請求等の細分化した一部請求として，多数回にわたり訴訟を提起し，いずれも請求棄却の判決を受けてきた。これらの訴訟において，侵害対象物は被告係争複写機とされていたものの，侵害の有無の判断において対象となっていたのは，被告係争複写機のうちのカッター装置付き複写用ロール紙（転写紙）ないしロール感光紙の支持機構部分，すなわち，本件考案に対応する部分であった（この点について，原告は，昭和６０年（ワ）第５１３２号事件において，前訴において，本件考案と，イ号製品ないしハ号製品とを対比するに当たり，被告製品中本件考案の技術的範囲に属しない複写機構も含めて主張した主張上の不備があり，その結果敗訴したと主張したが，同事件判決においては，「確定判決における，本件考案とイ号，ロ号及びハ号製品の対比にあたっては，それらの製品のロール紙支持機構が原告の主張として取り上げられていることが認められ，この点において，前訴において原告の主張に不備があったとはみられず，かつ，前訴において，裁判所は原告の右ロール紙支持機構に関する主張について判断を行っている」とされた（乙５））。イ原告は，平成７年，東京地方裁判所に対し，上記アと同様の訴訟（平成７年(ワ)第１１５号）を提起したが，同年７月１４日，原告の訴えは一部請求の名のもとに同一の訴訟を蒸し返すものであり，これまで繰り返し理由がないとする裁判所の確定した判断を受けている請求と実質的に同じ請求をするものである等として，訴権の濫用に該当し，訴えの利益を欠き不適法である等として訴えを却下する旨の判決を受けた。ウ原告は，その後も，東京地方裁判所に対し，上記と同様の訴訟を提起したが（平成７年(ワ)第２５７２９号，平成８年(ワ)第１０４２号，平成９年(ワ)第２３５６号，同年(ワ)第２３５８号，平成１０年(ワ)第７８０８号，平成１１年(ワ)第１３１７号，平成１２年(ワ)第６６６３号，同年(ワ)第１６８９０号），いずれもイと同様の理由で訴えを却下する旨の判決を受けた。
(3)平成１３年訴訟（甲１～８，１１，乙３８～４１）ア(ア)原告は，平成１３年６月８日，東京地方裁判所に対し，被告を相手方とする損害賠償請求訴訟（平成１３年(ワ)第１１９３５号）を提起した（以下「前訴」という。）。


(イ)原告は，前訴訴状（甲５）に原告作成に係る本判決別紙１－１「イ号侵害物（「カッター装置付きテープホルダー」）目録」，同別紙１－２「ロ号侵害物（「カッター装置付きテープホルダー」）目録」及び同別紙１－３「ハ号侵害物（「カッター装置付きテープホルダー」）目録」を添付し，各目録記載の物件は，原告の本件実用新案権を侵害すると主張した。上記各目録において，原告は，「ロール紙を切断するカッター装置を施した本体」部分である「カッター装置付きテープホルダー」と，「複写機構」部分である「被告係争複写機」とからなる「併存体」のうち，「カッター装置付きテープホルダー」を侵害物とするとしていた。
他方，原告は，前訴において損害額を主張するに当たっては，被告係争複写機の製造販売台数から，その実施料相当額を算出していた。(ウ)これに対し，被告は，平成１３年７月５日，前訴答弁書（甲１１）を提出し，それまでに反復された同種訴訟の経緯から見て，前訴訴状において原告が主張するイ号侵害物，ロ号侵害物及びハ号侵害物は，それぞれ「被告係争複写機」と解されるとした上，被告作成に係る本判決別紙２－１「イ号物件目録」，同別紙２－２「ロ号物件目録」及び同別紙２－３「ハ号物件目録」を前訴答弁書に添付した。
(エ)原告は，平成１３年７月１０日，前訴準備書面（甲７）を提出し，被告作成に係る上記(ウ)の前訴答弁書添付別紙２－１「イ号物件目録」及び別紙２－３「ハ号物件目録」は，本件実用新案権の構成要件「引出口３」に該当する「固定刃と回転刃の間隙部」に関する記載を故意に欠如させていること，別紙２－３「ハ号物件目録」は，本件実用新案権の構成要件「一対の案内ロール５，６」に該当する「上下ローラ」等に関する記載を故意に欠如させていること等を主張した。
(オ)東京地方裁判所は，平成１３年７月２４日，訴えを却下する旨の判決を言い渡した（甲３，乙３８）。同判決は，原告が作成した上記(イ)の各目録を基にして，本判決別紙３－１「別紙イ号製品目録」，同別紙３－２「別紙ロ号製品目録」及び同別紙３－３「別紙ハ号製品目録」を前訴判決に添付し，原告は「被告係争複写機」をもって本件実用新案権の侵害品と主張しているとして，(2)イ，ウと同様の判断をした。イ原告は，東京高等裁判所に対し，控訴したが（平成１３年(ネ)第４２７５号），同裁判所は，平成１３年１０月３０日，控訴を棄却する旨の判決を言い渡した（甲２，乙３９）。同判決は，本判決別紙１－１～３の各目録（ただし，別紙１－１及び別紙１－３の各３枚目の９行目「きる」を「できる」と訂正したものである。）を添付し，同各目録記載の物件と，第１審判決（甲３）添付の各目録記載の物件は同一であると判断した。ウ原告は，最高裁判所に対し，上告したが（平成１４年(オ)第５９号），同裁判所は，平成１４年３月１２日，上告を棄却する旨の決定をした（甲１）。
エなお，原告は，知的財産高等裁判所に対し，平成１９年３月８日付けで，確定判決（甲２，乙３９）に対する再審の訴えを提起し，民事訴訟法３３８条１項５号の再審事由が存すると主張したが（平成１９年(ム)第１０００１号），同裁判所は，同月２７日，再審の訴えを却下する旨の決定をした。
(4)原告は，東京地方裁判所に対し，平成２３年６月７日，被告を相手方として，本件訴訟を提起した。
３当事者の主張
(1)原告の主張
ア被告は，次のとおり，平成１３年訴訟の判決の成立過程において，原告の権利を害する意図のもとに，事実を秘匿した目録を提出し，虚偽の事実を主張するという作為又は不作為によって，裁判所を欺罔する等の不正な行為を行い，その結果，ありうべからざる内容の確定判決を取得し，かつ，損害賠償義務を免れたことによって，原告に損害を与えた。(ア)原告は，平成１３年訴訟において「カッター装置付きテープホルダー」に関する本件実用新案権を主張し，その考案に係る「カッター装置付きテープホルダー」関連物品をもって侵害品と主張していたのであるから，同訴訟は，同一の紛争を蒸し返すものではなく，訴権の濫用ではなかった。
(イ)原告は，平成１３年訴訟の第１審において，原告作成に係る本訴別紙１－１～３の各目録（「イ号侵害物（『カッター装置付きテープホルダー』）目録）等。ただし，控訴審における訂正前のもの。）を提出し，同訴訟の控訴審において，上記第１審訴状別紙１－１～３の各目録の訂正を申し立て（甲８），被告は，これを異議なく認めているから，同判決に添付された同各目録は当事者間に争いがないものであるところ，同各目録には，本件実用新案権の「引出口３」に該当する「間隙部」の記載や，「一対の案内ロール５，６」に該当する「上・下ローラ５，６」の記載が存在していた。また，前提となる事実(2)イ，ウの平成７年(ワ)第２５７２９号，平成８年(ワ)第１０４２号，平成９年(ワ)第２３５６号，同年(ワ)第２３５８号，平成１０年(ワ)第７８０８号，平成１１年(ワ)第１３１７号，平成１２年(ワ)第６６６３号の各判決添付の目録には，本件実用新案権の構成要件「引出口３」に該当する「６０固定刃２１と回転刃２２の間隙部」又は「５８固定刃２と回転刃３の間隙部」との記載や，構成要件「一対の案内ロール５，６」に該当する「５５搬送ローラ対」等の記載が存在していた。


(ウ)他方，被告は，前提となる事実(3)ア(ウ)，(エ)のとおり，平成１３年訴   訟の第   １審に   おいて   被告作   成に係   る別紙   ２－１   ～３の   各目録（「イ号物件目録」等）を提出し，また，同種訴訟である平成１２年(ワ)第１６８９０号事件において被告作成に係る各目録（乙３４）を提出したが，いずれの目録においても，本件実用新案権の構成要件「引出口３」に該当する「６０固定刃２１と回転刃２２の間隙部」又は「５８固定刃２と回転刃３の間隙部」との記載や，構成要件「一対の案内ロール５，６」に該当する「５５搬送ローラ対」等の記載は存在しておらず，これらの記載を故意に欠如させるという欺罔行為を行った。(エ)被告は，本件実用新案権に係る物品と，これに係らない物品が，異なる技術思想体系の物品であることを知っており，(ア)のとおり，平成１３年訴訟が，同一の紛争を蒸し返すものではないことを認識していた。
(オ)また，被告は，平成１３年訴訟の第１審の第１回口頭弁論期日において，「減縮後の請求に対し」答弁書を陳述したが，上記「減縮後の請求に対し」とは，被告において，原告作成に係る別紙１－１～３の各目録記載のイ号～ハ号各侵害物についての実施料相当額の一部の請求を認めたことを意味していた。
(カ)被告の欺罔行為により，原告が主張する侵害品が「被告係争複写機」であることを前提とした本来あり得べからざる内容の判決となった。
(キ)被告は，上記確定判決を取得するとともに損害賠償の義務を免れたことにより，原告に４０６億８９４８万円の損害を生じさせているから，うち１９９万４２００円を請求する。すなわち，別紙目録１－１～３記載のイ号～ハ号の各「カッター装置付きテープホルダー」は，本件実用新案権を侵害するところ，イ号侵害物については，昭和４７年３月から昭和５６年６月１３日までの間に被告が製造販売した１６万１１００台に係る実施料相当額８６億０２７４万円のうち当初の７台に係る実施料相当額３７万３８００円，ロ号侵害物については，昭和４７年３月から昭和５６年６月１３日までの間に被告が製造販売した９万１１００台に係る実施料相当額４８億６４７４万円のうち当初の６台に係る実施料相当額３２万０４００円，ハ号侵害物については，昭和４７年２月から昭和５６年６月１３日までの間に被告が製造販売した１０万４７００台に係る実施料相当額２７２億２２００万円のうち当初の５台に係る実施料相当額１３０万円の合計１９９万４２００円及びこれに対する侵害行為後である昭和５６年６月１４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の支払を請求する。
イ被告の主張に対する反論（消滅時効）
(ア)権利主張を止めたものでもなく，権利についての判決による公権的判断を受ける機会を放棄したものでもないような場合には，訴えを取り下げても訴えの提起による時効中断の効力は存続すると解するのを相当とする判例（最判昭和５０年１１月２８日民集２９巻１０号１７９７頁），著しく正義公平の理念に反する場合には民法７２４条後段の効力は生じない旨の判例（最判平成２１年４月２８日判例タイムズ１２９９号１３４頁）からすると，本件において消滅時効を認めることは相当ではない。
(イ)不当利得返還請求の時効期間は１０年であるから，未だ時効期間は経過していない。
(ウ)被告は，前訴の第１審の第１回口頭弁論期日において「減縮後の請求に対し…」と陳述しているから，全部請求（４０６億８９４８万円）を前提として，前訴において被告が認める減縮後の請求にかかる一部請求（１９９万４２００円）については，承認（民法１４７条）となる。
(2)被告の主張（本案前の答弁）
ア本件訴えは，平成７年訴訟及び前訴を含む先行訴訟と同様，請求棄却の判決が確定した事件と同一の紛争を蒸し返すものであり，繰り返し理由がないとする裁判所の確定した判断を受けている請求と実質的に同一の請求をするものであって，被告の地位を不当に長く不安定な状態におき，ことさら被告に応訴のための負担を強いるものである。
イ原告が主張する被告の欺罔行為については，既に，前訴の控訴審において，原告が，前訴の第１審判決添付のイ号物件目録，ロ号物件目録及びハ号物件目録が，平成１３年訴訟の控訴審判決添付のイ号目録，ロ号目録及びハ号目録と実質的に同一でない旨主張したのに対し，東京高等裁判所は，「両者が同一の製品であることは明らかである。」旨の実質的な判断をしているから（甲２），欺罔行為によって虚偽の確定判決を取得した場合に当たらないことは明らかである。
ウ以上のとおり，原告は，平成７年訴訟及び前訴において訴え却下の判決が確定しているにもかかわらず，なおも本件訴訟を提起したものであるから，原告の本件訴えが，訴権の濫用に当たる不適法なものであることは明らかであり，しかも，その点を補正することができないから，原告の訴えは直ちに却下されるべきである。
(3)被告の主張（請求原因に対する認否反論）
ア原告の主張する事実は否認し，法的主張は争う。
イ不法行為が成立しないこと
(ア)被告による目録の提出行為は「虚偽の事実を主張して裁判所を欺罔
する等の不正な行為」とはなり得ないこと
目録は，訴訟における審理の対象となる物件を特定するために提出されるものであり，被告は，侵害論における双方当事者の主張がすれ違いの議論とならないよう目録を提出するが，最終的には，訴訟物の範囲を画するものとして，原告が設定する権限を有しているから，被告が提出する目録は，原告が設定する権限を有する訴訟物の範囲についての案の提示にすぎず，事実の主張には当たらない。
(イ)原告の提出した目録に基づいて裁判所が判断したこと東京高裁は，前訴において，原告による請求内容を，原告が提出した目録に基づいて画されるものと認識した上で，不適法な訴えであると判断したから，被告は，目録の提出により，裁判所を欺罔したものではない。


(ウ)当事者間に確定判決が存在する場合，その判決の成立過程における相手方の不法行為を理由として，その判決の既判力ある判断を実質的に矛盾する損害賠償請求をすることは，確定判決の既判力による法的安定を著しく害する結果となるから，原則として許されるべきではなく，当事者の一方が，相手方の権利を害する意図のもとに，(ａ)作為又は不作為によって相手方が訴訟手続に関与することを妨げ，あるいは(ｂ)虚偽の事実を主張して裁判所を欺罔するなどの不正な行為を行い，その結果本来在り得べからざる内容の確定判決を取得し，かつ，これを執行したなど，その行為が著しく正義に反し，確定判決の既判力による法的安定の要請を考慮してもなお容認し得ないような特別の事情がある場合に限って許されるものと解される（最判昭和４４年７月８日民集２３巻８号１４０７頁，最判平成１０年９月１０日判時１６６１号８１頁，最判平成２２年４月１３日裁判集民事２３４号３１頁）。さらに，(ｂ)の類型においては，敗訴当事者も手続に関与していたものであり，自ら正しい認定を得るための資料を提出し得たのであるから，上記特別の事情がある場合とは，相手方の裁判所を欺罔する不正行為が刑事上詐欺罪の有罪判決が確定するなど明白に公序良俗に違反する訴訟行為による不法行為の成立が認められる場合に限られると解される（東京高判昭和４５年１０月２９日判時６１０号５３頁，名古屋地判昭和４６年４月２７日判タ２６４号２３０頁，東京地判昭和４６年９月２０日判タ２７２号３３５頁）。
原告は，被告が，原告と被告間の過去の訴訟において虚偽の事実を主張して裁判所を欺罔した，すなわち，上記(ｂ)の類型に該当すると主張するものであるが，原告の主張する行為につき刑事上詐欺罪の有罪判決が確定するなど明白に公序良俗に違反する訴訟行為は存在しない。したがって，上記特別の事情は存在せず，原告の主張は失当である。(エ)原告が本件訴訟において「欺罔行為」と主張する「被告が提出した目録に事実の隠蔽がある」旨の主張は，前訴において原告が既に行っているから，原告は，前訴で主張し排斥されたものと同一の主張を行うものであり，紛争の蒸し返しを試みるにすぎない。
(オ)原告は，本件訴訟における主張と同一の主張に基づき，前訴の控訴審判決について，再審の訴えを提起し（乙４０），裁判所はこれを不適法として却下しているから（乙４１），原告は，再審手続で主張し排斥されたものと同一の主張を行うものであり，紛争の蒸し返しを試みるにすぎず，上記特別の事情は存在しない。
(カ)消滅時効
原告の「平成１３年判決の成立過程における被告の行為が不法行為に当たる」との主張を前提とすれば，遅くとも前訴判決が確定した平成１４年３月１２日には，原告は「損害及び加害者を知った」（民法７２４条）のであるから，既に消滅時効が完成している。
ウ不当利得返還請求権が存在しない
原告は，昭和５３年以降，被告に対し，多数の蒸し返し的な訴訟を提起してきており，被告は，原告と被告との間の過去の訴訟により一度も利得を得ておらず，かえって，応訴の負担を被り続けているのであるから，原告が被告に対して不当利得返還請求権を有することはあり得ない。
第３当裁判所の判断
１本案前の答弁について
被告は，本件訴訟は，平成７年訴訟及び前訴を含む先行訴訟と同様，請求棄却の判決が確定した事件と同一の紛争を蒸し返すものであり，原告は，平成７年訴訟及び前訴について訴え却下の判決が確定しているにもかかわらず，なおも本件訴訟を提起したものであるから，本件訴えは，訴権の濫用に当たる不適法なものであると主張する。
しかしながら，原告は，平成７年訴訟及び前訴等の従前の訴訟においては，原告が保有する本件実用新案権が，被告が製造販売する製品により侵害され，これにより実施料相当額の損害を被ったと主張して，一部請求として内金及びこれに対する遅延損害金の支払を求めていたのに対し（甲１～３，乙２～３５，３８，３９），本件訴訟においては，被告は，前訴の判決の成立過程において，原告の権利を害する意図のもとに，事実を秘匿した被告作成に係る前訴答弁書別紙２－１～３の目録を提出し，虚偽の事実を主張するという作為又は不作為によって，裁判所を欺罔する等の不正な行為を行い，その結果，ありうべからざる内容の確定判決を取得し，かつ，損害賠償義務を免れたことによって，原告に損害を与えたと主張して，不法行為に基づく損害賠償請求又は不当利得返還請求として，実施料相当額の損害の一部請求として１９９万４２００円及びこれに対する遅延損害金の支払を求めるものであるから，上記従前の訴訟と本件訴訟では，審理の対象となる損害の主張において重複するものの，違法行為の主張において内容を異にしており，本件訴訟を提起することが，実質的に前訴で認められなかった請求及び主張を蒸し返すものであり，その確定判決によって紛争全体が解決されたとの被告の合理的期待に反し，被告に二重の応訴の負担を強いるものとまでいうことはできないものである。したがって，本件訴えが信義則に反して不適法であると認めることはできず，被告の上記主張を採用することはできない。
２被告の不法行為について
そこで，原告の主張する被告の不法行為について検討する。原告は，被告が前訴において，不実な内容の被告作成に係る前訴答弁書別紙２－１～３の各目録を提出したことが，裁判所に対する欺罔行為であり，不法行為を構成すると主張する。しかし，被告が，上記各目録を提出したのは，前訴において，原告が原告作成に係る前訴訴状別紙１－１～３の各目録を提出し訴訟の審理の対象となる侵害物件を特定したのに対し，被告側の主張を明らかにするために行ったものであって，適法な訴訟活動であり被告の行為に違法な点は認められない。
したがって，被告に違法な行為は認められないのであるから，その余の点について判断するまでもなく，原告の請求は理由がない。
第４結論
以上により，原告の請求は，理由がないから棄却することとして，主文のとおり判決する。
東京地方裁判所民事第２９部


平成２７年９月３０日判決言渡同日原本交付    裁判所書記官平成２６年（ワ）第１００８９号著作権侵害差止等請求事件
口頭弁論終結日平成２７年７月８日
判            決
東京都千代田区＜以下略＞
原          告       Ａ
同訴訟   代理人   弁護士         望月晶   子同                 柳       誠一郎
東京都世田谷区＜以下略＞
被告        Ｂ
同訴訟   代理人   弁護士         内藤   篤同                 村上斐   子
主            文
１(1)被告は，別紙エピソード別対比表３，４，６及び７の本件映画欄に記載の表現を含む別紙物件目録記載の映画を上映し，複製し，公衆送信し，送信可能化し，又は同映画の複製物を頒布してはならない。(2)被告は，別紙侵害認定表現目録１及び２の①ないし③に記載の表現を含む別紙物件目録記載の映画を上映し，公衆送信し，送信可能化し，又は同映画の複製物を頒布してはならない。
(3)被告は，別紙確定稿対比表の赤色部分，緑色部分及び水色部分の表現を含む別紙物件目録記載の映画を上映し，複製し，公衆送信し，送信可能化し，又は同映画の複製物を頒布してはならない。
２(1)被告は，別紙エピソード別対比表３，４，６及び７の本件映画欄に記載の表現を含む別紙物件目録記載の映画のマスターテープ又はマスターデータ及びこれらの複製物を廃棄せよ。
(2)被告は，別紙確定稿対比表の赤色部分，緑色部分及び水色部分の表現を含む別紙物件目録記載の映画のマスターテープ又はマスターデータ及びこれらの複製物を廃棄せよ。
３被告は，原告に対し，５５万円及びこれに対する平成２６年５月８日から支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。
４原告のその余の請求をいずれも棄却する。
５訴訟費用は，これを６分し，その１を被告の負担とし，その余を原告の負担とする。
６この判決は，第３項に限り，仮に執行することができる。
事実及   び理由
第１請求
１被告は，別紙物件目録記載の映画を上映し，複製し，公衆送信し，送信可能化し，又は同映画の複製物を頒布してはならない。
２被告は，別紙物件目録記載の映画のマスターテープ又はマスターデータ及びこれらの複製物を廃棄せよ。
３被告は，原告に対し，４００万円及びこれに対する平成２６年５月８日から支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。
４被告は，原告に対し，１００万円及びこれに対する平成２６年１２月２７日から支払済みまで年５分の割合による金員を支払え。
第２事案の概要等
１本件は，原告が，被告に対し，(1)   ①被告の製作に係る別紙物件目録記載の映画（以下「本件映画」という。）は，原告の執筆に係る「性犯罪被害にあうということ」及び「性犯罪被害とたたかうということ」と題する各書籍（以下，それぞれ，「本件著作物１」，「本件著作物２」といい，両者を併せて「本件各著作物」という。）の複製物又は二次的著作物（翻案物）であると主張して，本件各著作物について原告が有する   著作権   （複製   権〔著   作権法   ２１条〕   ，翻案権〔同法２７条〕）及び本件各著作物の二次的著作物について原告が有する著作権(複製権，上映権，公衆送信権〔自動公衆送信の場合にあっては，送信可能化権を含む。〕及び頒布権〔同法２８条，２１条，２２条の２，２３条，２６条〕)，並びに本件各著作物について原告が有する著作者人格権（同一性保持権〔同法２０条〕）に基づき，本件映画の上映，複製，公衆送信及び送信可能化並びに本件映画の複製物の頒布（以下，これらを併せて「本件映画の上映等」という。）の差止め（同法１１２条１項）を求めるとともに，本件映画のマスターテープ又はマスターデータ及びこれらの複製物（以下，これらを併せて「本件映画のマスターテープ等」という。）の廃棄（同条２項）を求め，②本件映画は，原告の人格権としての名誉権又は名誉感情を侵害するとして，同人格権に基づき，本件映画の上映等の差止めを求めるとともに，本件映画のマスターテープ等の廃棄を求め，③本件映画製作の前に原被告間に成立した合意に基づいて，本件映画の上映等の差止めを求めるとともに，本件映画のマスターテープ等の廃棄を求め，(2)著作者人格権侵害（本件各著作物を原告の意に反して改変されたこと）の不法行為による損害賠償金４００万円（慰謝料３００万円と弁護士費用１００万円の合計）及びこれに対する平成２６年５月８日（訴状送達の日の翌日）から支払済みまでの民法所定年５分の割合による遅延損害金の支払を求め，(3)債務不履行（被告が原告との上記合意に違反して本件映画を製作したこと）による損害賠償金（精神的苦痛に対する慰謝料）１００万円及びこれに対する平成２６年１２月２７日（同月２６日付け訴えの変更申立書(2)の送達の日の翌日）から支払済みまでの民法所定年５分の割合による遅延損害金の支払を求めた事案である（なお，原告は，上記(2)及び(3)の請求についてのみ，仮執行宣言を申し立てた。）。２前提事実（当事者間に争いがないか，掲記の証拠〔なお，当事者尋問の結果につき，尋問調書の速記録部分の該当頁を付記することがある。〕及び弁論の全趣旨により容易に認められる事実）
(1)ア原告は，本件各著作物の著作者であり，本件各著作物は，性犯罪被害を受けた原告のノンフィクション小説である（甲１，２）。イ被告は，株式会社ＮＨＫエンタープライズ（以下「ＮＨＫエンタープライズ」という。）に所属するテレビディレクター兼プロデューサーであって，日本放送協会のドキュメンタリー番組などを制作する者であるが，ＮＨＫエンタープライズの許可を得て，プライベートでも劇場用映画を製作している（乙１８，被告本人〔１８頁〕）。
(2)被告は，かねてから本件各著作物を映画化した作品を製作しようと考え，原告に話をもちかけていたが，なかなか実現に至らなかった。その後，ゆうばり国際ファンタスティック映画祭実行委員会及びＮＰＯ法人ゆうばりファンタが主催し，平成２６年２月から同年３月にかけて開催予定の「ゆうばり国際ファンタスティック映画祭２０１４」（以下「本件映画祭」という。）において上映するための映画を製作するに当たり，本件各著作物の映画化の話を具体化させ，平成２５年８月頃，原告と本件各著作物の出版元である株式会社朝日新聞出版（以下「朝日新聞出版」という。）の担当者であるＣ（以下「Ｃ」という。）に相談した（甲７，１２，乙１，１８）。


(3)被告は，本件映画祭に向けて，本件映画（上映作品名「あなたもまた虫である」）を製作したが，本件映画祭直前の平成２６年２月２８日，原告及び朝日新聞出版の抗議及び差止め要求により，本件映画の上映は中止された（乙１，１０）。
第３争点
１著作権（翻案権・複製権）侵害の成否（争点１）２著作者人格権（同一性保持権）侵害の成否（争点２）３人格権としての名誉権及び名誉感情の侵害の成否（争点３）４本件各著作物の場面・台詞不使用の合意の成否（争点４）５本件映画の上映等の差止請求及び本件映画のマスターテープ等の廃棄請求の
当否（争点５）
６損害発生の有無及びその額（争点６）
第４争点に対する当事者の主張
１争点１（著作権〔翻案権・複製権〕侵害の成否）について
【原告の主張】
(1)本件各著作物の翻案権侵害について
ア本件映画のストーリーの構成と本件各著作物の構成本件映画のストーリーは，①主人公の女性が性犯罪被害に遭い，②そのことが原因で両親や恋人，夫との人間関係が壊れていくが，③実名で性犯罪被害者のためのウェブサイトを立ち上げ，テレビで性犯罪被害の実態について話したりしたことで多くの性犯罪被害者との交流が生まれる，④しかし，両親にはついに理解されず，最後に両親に殺されてしまうというものである。この①ないし④のうちの①ないし③の構成は，本件各著作物と同じである。すなわち，起承転結のうちの「起承転」に当たる以下に掲げたエピソードまでは，本件各著作物と同じであり，本件映画の結末では，主人公が両親に殺されてしまうエピソードがあり，その点だけが異なるにすぎない。
イ本件映画のエピソードから本件各著作物の表現上の本質的特徴を直接感得で
きること
(ｱ)言語の著作物と映画は表現形態が異なるから，映画の形式で表現しようとすれば，原作の言語の著作物と同じ体裁にはならず，原作の言語の著作物の単語の選び方，語順，改行その他の文体といったものは，映画には表れない。また，言語の著作物において，言葉で明示的に表現されている登場人物の思考や感情なども，映画では明示的に描かれないことが多い。映画では，登場人物の台詞やストーリー，プロットなどだけでなく，登場人物の行動・仕草・表情，構図，カット割り，効果音，ＢＧＭといった言語の著作物にない様々な視覚的・聴覚的要素も駆使して表現するものであるから，台詞に表れない登場人物の思考や感情なども表現されていることに留意する必要がある。
しかし，これらのことをもって，映画とその原作であって事実を素材とする言語の著作物の共通点が，ストーリーを構成する事実それ自体にすぎないとみるべきではない。
(ｲ)本件各著作物と本件映画を比較すると，本件映画は，別紙エピソード別対比表の各エピソードの「原告の主張」欄に掲げた共通点において，「本件各著作物」欄の本件各著作物の各エピソードの表現上の本質的特徴を直接感得することができるから，同別紙の「本件映画」欄の各エピソードは本件各著作物の翻案物に当たる。したがって，被告が本件映画を製作したことは，原告が本件各著作物について有する翻案権の侵害に当たる。
(2)台詞についての複製権又は翻案権の侵害について本件各著作物において，原告などの登場人物が言ったとして書かれている「」（かぎかっこ）付きの言葉は，すべて原告が創作したものである。素材となっている出来事が実際に起きた際にその場にいた人がどのような言葉をどのように言ったかを，原告がすべて正確に覚えていたはずもなく，また実際の場面でその場にいた人たちが本件各著作物にあるように分かり易い言葉で淀みなく喋ったはずもない。本件各著作物の登場人物の言葉は，原告が記憶を踏まえつつも，各場面における人物の心の動き，エピソードが原告や本件各著作物において有する意味，前後のエピソードとの因果の流れが読者に伝わりやすいようにすることといった様々な要素を考慮して，創作したものである。
このように，本件各著作物において登場人物が言ったとして書かれている言葉と会話には著作物性があるところ，本件映画では，別紙エピソード別対比表の４，６，７のエピソードの「原告の主張」欄で指摘しているとおり，本件各著作物の登場人物の言葉及び会話と全く同一，又は，ほぼ同一の台詞を用いている。したがって，被告が当該台詞を含む本件映画を製作したことは，原告が本件各著作物について有する複製権又は翻案権の侵害に当たる。
(3)被告の主張に対する反論
ア被告は，本件各著作物と本件映画の共通点はいずれも実際に起きた出来事である「事実」であり，実際に起きた出来事の中身は著作者が創作した「表現」ではないから，翻案権侵害は成立しないと主張する。
しかし，実際に起きた出来事の中身自体は著作権で保護されないとしても，実際に起きた出来事のうちどれを作品に用いるかという選択や作品中での配列は，それ自体が著作者の「思想又は感情」の「表現」たり得る。本件各著作物についてみると，暴行事件の発生時やその後に現実に起きたのは，本件各著作物において描かれている事実だけではない。原告は，無数の事実の中から本件各著作物のエピソードとして描く事実を取捨選択し，配列し，構成して本件各著作物の構成要素とし，もって本件各著作物によって読者に伝えたい著作者としての「思想又は感情」を「表現」したのであるから，その選択・配列自体が創作性の極めて重要な要素であり，「表現」である。
したがって，本件映画と本件各著作物との間で共通する部分はすべて事実について記載したものであるから，本件映画は本件各著作物の翻案物ではないという被告の主張は，理由がない。
イ被告は，本件各著作物と本件映画において共通するエピソードについて，本件のような事件について記述する際に選択すべき内容として特段珍しいものではないなどとして，本件各著作物のエピソードの選択には創作性がないと主張する。しかし，本件各著作物のエピソードの選択が珍しいものでない，ありがちなものだからといって創作性がないという被告の主張には理由がない。本件各著作物のエピソードは，無数に存在する事実の中から原告が，性犯罪とその被害者の姿を被害者本人の目線で語り，周囲の人たちの理解が被害者に必要であることを訴え，また被害者たちにそのままでいいから一緒に生きて行こうと伝えるという本件各著作物のテーマにふさわしい素材と判断して選択し配列したものなのであり，その選択は，原告の精神活動の成果の所産であり，本件各著作物の個性を形成するものであり，原告の個性の表出そのものである。したがって，本件各著作物のエピソードの選択と配列は，原告の思想感情の創作性な表現である。
【被告の主張】
(1)本件各著作物の翻案権侵害について


ア被告は，原告が実際に経験した「事実」のみを題材に使用したものである。また，本件各著作物と本件映画においてその構成が共通する部分があるとしても，本件各著作物における構成は時系列に沿ったものであって，創作性のあるものとはいえず，著作物たりえない。さらに，事実であっても，その選択や配列等に創作性が認められることはあり得るが，本件各著作物において本件映画と同一性が認められる点に関しては，①選択されている事実は，事件に遭った状況，事件直後の行動，その後の日常生活の様子，男女間及び親子間の人間関係の変化等であって，本件のような事件について記載する際に選択すべき内容として特段珍しいものではなく，②その事実の配列も，時系列に沿った，最もありふれた配列であり，これらの事実の選択や配列に創作性が認められるものではない。仮に，創作性があるとしても，当該表現は短すぎて著作物たりえないものである。
イ別紙エピソード別対比表の「本件映画」欄の各エピソードに対する被告の主張は，同別紙の「被告の主張」欄に記載のとおりであり，事実や事件，創作性のない表現については，表現上の本質的な特徴の同一性を基礎づけることはないのであるから，これらの共通部分から本件各著作物の本質的な特徴を直接感得することはなく，本件映画は本件各著作物を翻案したものとはいえない。(2)台詞についての複製権又は翻案権侵害について原告が共通しているという台詞はいずれも短く，また表現内容もありふれたものであって，およそ著作物たり得ない。また，仮に，著作物性が認められるとしても，このような短い表現についての同一性又は類似性が認められる範囲は狭く，いわゆるデッドコピーのようなもの以外は認められるべきではない。さらに，各台詞が発言された状況は，本件各著作物と本件映画とではそれぞれ異なり，当該台詞により表現される内容も異なるから，これらの表現に同一性又は類似性はない。以上のとおり，本件映画におけるこれらの台詞と本件各著作物における台詞との間に同一性又は類似性はなく，複製又は翻案になることはない。２争点２（著作者人格権〔同一性保持権〕侵害の成否）について
【原告の主張】
本件映画は，原告の意に反して，本件各著作物の表現上の本質的な特徴の同一性を維持しつつ具体的表現に修正，増減，変更等を加えて，新たに思想又は感情を創作的に表現したものであり，これに接する者が本件各著作物の表現上の本質的な特徴を直接感得することのできる著作物である。
したがって，被告による本件映画の製作は，原告が本件各著作物について有する同一性保持権の侵害に当たる。
【被告の主張】
本件映画は，本件各著作物の翻案物ではない以上，被告による本件映画の製作は原告が本件各著作物について有する同一性保持権の侵害を構成するものではない。３争点３（人格権としての名誉権及び名誉感情の侵害の成否）について
【原告の主張】
(1)原告が本件映画の公開又は本件映画の上映等を許諾したと誤解されることに
よる名誉権及び名誉感情の侵害
ア本件映画の「起承転結」のうち「起承転」が本件各著作物と共通しており，また，本件映画の主人公のように実名で性犯罪被害を公表して，性犯罪被害者との交流のためのホームページを運営し，講演やテレビ出演といった活動を行っているのは日本では原告だけである。
したがって，本件各著作物を知る人や原告の活動を知る人が本件映画を見れば，原告が本件映画のモデルであると認識するのみならず，本件各著作物が本件映画の原作であるとか，本件映画が本件各著作物をアレンジしたものであるなどと認識することは明白である。
イ原告が，本件各著作物，講演活動，被害者との交流を通じて訴えよう，伝えようとしてきたことは，性犯罪被害当事者に対しては，「あなたは一人ぼっちではない，生きてていいんだよ，生きていて，生き続けて」という，強い生のメッセージであり，社会に対しては，そのために必要な，性犯罪被害の悲惨さを伝え，社会に性犯罪被害者への理解を求めるものである。そして，原告は，これまで５０００人を超える性犯罪の被害者と直接交流し，信頼を得ており，これまでに，警察，学校，検察庁，弁護士会，支援機関等で，１７０回以上の講演も行っている。講演の聴衆は，多いときは８００人を上回り，原告に対する講演依頼が絶えないのは，性被害について話す被害者が少ないというだけでなく，原告の伝えようとするメッセージ，真摯な姿勢や生き方が信頼されるからである。さらに，販売部数が単行本と文庫本を合わせて約４万１０００部の本件著作物１と約１万部の本件著作物２，原告のホームページ運営，テレビ出演といった活動を通じ，原告を知る人の数は，性犯罪の被害者か否かにかかわらず，相当数に上る。原告は，性犯罪の被害者からは，生きる勇気を与えてくれる存在，一般社会からは，心身を削り，性犯罪被害者のために活動を続ける真摯でひたむきな存在という社会的評価を得ているものである。ウ一方，本件映画は，主人公が最後まで両親の理解を得られないばかりか結末で両親に殺されるものとなっており，主人公と会った５０代の女性被害者（中学３年生のときに大学生の兄から実家の蔵の中で性暴力被害にあう）は，主人公と会っている最中に席を外し，「あなたもまた呪いから逃れられない」と書き残して自殺するエピソードも加わって，性犯罪被害者を救ったり理解しようとする存在は無く，性犯罪被害にあった者は２度と幸せになれない，という印象を見る者に与える。さらに，本件映画の題名は，「あなたもまた虫である」と，性犯罪被害者を虫けらになぞらえており，性犯罪被害者を冒瀆するものである。本件映画は，原告が伝えようとしてきたことと正反対のメッセージを，見る者に伝える。ただでさえ，自分は汚れた，生きている価値がない，社会に居場所がない，と絶望している性犯罪の被害者がこの映画を見たら，自分は殺されても仕方がないほど価値のない人間であるとショックを受ける（本件映画にはそれを救うシーンが全くない。）。本件映画の主人公が原告と同定され，また，本件映画の起承転結のうちの「起承転」が本件各著作物と共通しているため，仮に，参考文献として本件各著作物を記載しないとしても，原告や原告の活動を知る人が本件映画を見たら，原告が本件映画の上映を許諾したものと誤信する。性犯罪の被害者に向けて，一人じゃないと生きる希望のメッセージを発信し続けてきた原告が，これまでと正反対のメッセージを持つ本件映画の上映を許諾したとなれば，原告に信頼を寄せてきた人達は，原告に裏切られたという失望感や，原告に対する著しい不信感を持つ。本件映画が公開されれば，原告の社会的評価が著しく失墜することは明らかである。
エ原告の名誉権等が侵害されている具体的場面
(ｱ)主人公の両親が主人公を殺す結末


本件映画の主人公が原告と同定されることによって，本件映画の主人公の両親は原告の両親をモデルとしていると本件映画を見る者に理解される。本件映画の結末では，主人公の両親が主人公を殺し，主人公の兄も殺したことが示唆されている。したがって，原告の両親は，原告を殺そうとしたことがあった，又は，原告を殺そうとしかねない人物であるかのような誤解が生じかねない。両親が子殺しを行う，又は，行おうとするような人間であるということは，原告の社会的評価を低下させるものであり，原告の名誉権及び名誉感情を害する。(ｲ)主人公が必要もなく「おちんちん」と発言するシーンが描かれていること本件映画には，主人公が「おちんちん」と言うシーンが複数個所あるが，普通，女性は，親しい間柄であっても易々と「おちんちん」と口にしたりはしない。女性としては，非常に抵抗がある単語であり，女性がこれを安易に繰り返すことを描くのは，その女性に品位や知性が足りないという印象を与える。原告と同定される本件映画の主人公が「おちんちん」という言葉を繰り返すことにより，本件映画を見る人が，原告も私生活では「おちんちん」という言葉を繰り返すような人間なのかと誤解するおそれが多分にある。
したがって，本件映画で多用されている主人公の「おちんちん」というセリフは，原告の品位と知性に対する社会的評価を低下させるものであり，原告の名誉権及び名誉感情を害する。
オ以上のとおり，本件映画が公開されれば，原告の名誉権とともに，原告の自分に対する誇りや自分自身の存在価値を肯定する意識，すなわち名誉感情に対し，重大で回復困難な損害を被らせるものである。
(2)被告の主張に対する反論
ア被告は，本件映画は「『社会から疎外される恐怖』を描くことにより，性犯罪被害者を含めた『社会から疎外された者』の苦悩を描き，社会に問題提起することを意図したものであり，かかる内容は決して性犯罪被害者の生きる希望を奪うものでも，冒瀆するものでもない」と主張する。
しかし，本件映画の幹となるストーリーが，主人公が性犯罪被害に遭ってから苦しみ抜いた末にようやく生きがいを見つけたかに思えたが，その矢先によりによって両親に殺されるというものであり，その大きな流れに，若い頃に性犯罪被害に遭ったという中年女性が主人公の目の前で自殺するというエピソードが加わって，性犯罪被害者には結局幸せも救いもないのかという印象を観る者に与える。本件映画が本件各著作物を原作とし，あるいは本件各著作物の読者に本件各著作物を想起させ，主人公が原告と同定される内容である上，性犯罪の被害者の幸せも救いもない，社会から疎外され続ける者として描かれていることが問題である。イ被告は，本件映画と本件各著作物のストーリー展開や方向性は大きく異なるので合理的に判断すれば，本件映画は原告の許諾を得たものではないと考えると主張する。
しかし，本件映画は，結末以外，つまり「起承転結」の「起承転」のエピソードが本件各著作物と共通しており，本件各著作物のエピソードをそのまま，あるいは，アレンジして映画化したことが本件各著作物の読者には明白である。本件各著作物の読者が本件映画を観れば，原告の許諾を得て本件各著作物を映画化し，原告の了承のもとで結末を変更したものと認識することは明白である。ウ被告は，「この映画は，フランツ・カフカ『変身』にインスパイアされたものであり，純然たるフィクションです。実在の人物，事件または書籍とは一切関係ありません。」というテロップを入れれば原告が本件映画の公開を許諾したと誤解されるおそれはないと主張する。
しかし，上記テロップが挿入されたとしても本件映画の中身が変わるわけではなく，本件各著作物を読んだことのある人が，上記テロップが入った途端に本件各著作物のことも原告を想起しなくなるなどということはあり得ない。仮に，上記テロップが入った場合でも，原作者の許諾がない映画は，原作者が公開を差し止めるはずだから，本件映画が現に公開されれば，原告が裏で許諾を公表しない約束で公開を許諾しているのだろうと考えるはずである。
【被告の主張】
(1)被告の製作意図
被告は，本件映画を製作するにあたり，社会からも家族からも見放され見殺しにされる主人公を描いたフランツ・カフカの小説「変身」（以下，単に「変身」ということがある。）に，社会のマイノリティといわれる者（本件映画では性犯罪被害者）の姿を重ねて脚本を執筆しており，本件映画はいわば「変身」の現代版オマージュといえる。「変身」における「毒虫」は比喩であり，社会に適応し，社会の一員であったと自ら信じていた者が，ある出来事をきっかけに社会からも家族からも疎外される存在になるという，社会の脆さや恐ろしさを描いていると理解されているところ，本件映画は「毒虫」を「社会から疎外される者」として表現し，「変身」のストーリーをその意味においてなぞらえたものである。また，本件映画では，性犯罪被害者のみを「社会から疎外される者」として描いているものではない。主人公の父が最初に「虫」になぞらえるのは，ひきこもりとして描かれる主人公の兄であり，間接的な表現ながら，福島県の物産（ニシンの山椒漬け）を通して，原発事故による被ばくが疑われる福島県からの避難者もまたこのような「社会から疎外される者」として描かれている。世間体を過度に気にする主人公の両親は，娘を自らの手にかけるという形で「社会から疎外される者」へと堕ちて行く。主人公を強姦する加害者も，「社会から疎外される者」としての性的マイノリティたるゲイバーのママからの抑圧により，客に犯されるという形で「社会から疎外される者」となっている。そうした加害者の犠牲になるのが主人公であるという，円環的な構造を見せながら，本件映画は幕を閉じる。被告は，誰もが「社会から疎外される者」になり得るのだ，という観点から本件映画のタイトルを『あなたもまた虫である』としたのであって，性犯罪被害者を冒瀆する意図は全くない。むしろ，自分は社会の一員であることに何らの疑問を持っていない観客に対する一種の警鐘を込めたものである。
(2)名誉権の侵害について