そして，前記原則的立地条件を踏まえ，（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，（旧）仮想事故の発生を仮定しても周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと，（旧）仮想事故の場合には集団線量に対する影響が十分に小さいこと，を達成すべき基本的目標として設定している。
以上を踏まえ，立地審査指針においては，次の事項を判断していた。(ｱ)敷地周辺の公衆に放射線による確定的影響を与えないため，（旧）重大事故を仮定した上で，目安として，甲状腺（小児）に対し１．５Ｓｖ，全身に対して０．２５Ｓｖを超える範囲は非居住地帯であること（同指針別紙２の１）
(ｲ)防災活動を講じ得る環境にある地帯とするため，（旧）仮想事故を仮想した上で，目安として，甲状腺（成人）に対し３Ｓｖ，全身に対して０．２５Ｓｖを超える範囲は低人口地帯であること（同指針別紙２の２）(ｳ)社会的影響を低減するため，（旧）仮想事故を仮想した上で，目安として，全身線量の人口積算値が例えば２万人Ｓｖを下回るように，原子炉敷地が人口密集地帯から離れていること（同指針別紙２の３）ウ新規制基準の下での立地に係る規制と立地審査指針との関係立地審査指針における原則的立地条件のうち，前記①の外部事象との関係については，設置許可基準規則においても，実質的に同様の要求がなされている。
また，前記②の公衆からの隔離及び③の防災対策との関係については，前記(5)のとおり，設置許可基準規則において重大事故等対策に係る規定が整備され，有効性評価において，放射性物質による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が求められており，実質的には立地審査指針における隔離要件よりも厳しい要求がされている。防災対策についても，原災法が整備され，原子力災害対策の充実と強化が行われたため，立地審査指針における低人口地帯を要求することは，現在においては意義が失われている上，とりわけ避難計画については，本来的に地域の実情に精通した地方公共団体が中心となって策定されるべきものである。これらにより，原則的立地条件を立地審査の過程で審査することが必然ではなくなったことから，新規制基準において，立地審査指針は用いられないこととされた。
エ原告らの主張に対する反論
原告らは，新規制基準が隔離要件を適用していないことが不合理であると主張する。しかし，重大事故等対策が全て奏功せず，炉心が著しく損傷し，原子炉格納容器が破損し，福島原発事故と同様の放射性物質が異常な水準で放出するような事態は，確率論的に極めて稀である。そして，規制権限の行使については規制委員会の専門的技術的裁量に委ねられているのであるから，規制委員会が前記のような極めて稀な事態に対して規制手段を採用しなかったとしても，そのことから直ちに新規制基準が不合理であるとはいえない。
(8)避難計画について
アＩＡＥＡ安全基準における避難計画の位置付け
避難計画は，ＩＡＥＡ安全基準のＳＳＲ－２／１（Rev.1）が，第５段階の防護レベルとして策定を求める所外の緊急事態の対応に関する緊急時計画と緊急時手順の整備に含まれる。もっとも，ＳＳＲ－２／１（Rev.1）は，深層防護の概念を原発の設計に適用すべきとしているにとどまり，必ずしも第１段階から第５段階の全ての対応を設置許可基準規則等の原子力事業者に対する規制に規定することが求められているわけではない。また，ＩＡＥＡ安全基準の全般的安全要件第７編「原子力又は放射線の緊急事態に対する準備と対応」（No.ＧＳＲPart7）においても，政府は，規定を設け，原子力又は放射線源による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，割り当てることを確実なものとしなければならないとされており，避難計画に関する事項を含む緊急事態に対する準備と対応について原子力事業者に対する規制として規定することは求められていない。
原告らが指摘する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）の２．１５．も，避難計画を事業許可の条件として求めていない。同指針において記載されている「放射線防護」は，敷地外の避難計画を意味するものではなく，ここで事業者に課されている「緊急時の計画」も，前記ＧＳＲPart７の４．１６．及び４．１７．のとおり，敷地外の避難計画を含まない。
ＩＡＥＡ安全基準の全般的安全要件「施設と活動に対する安全評価」（No.ＧＳＲPart４〔Rev.1〕）も，敷地外の避難計画の実効性を評価するものとはされていない。
イ我が国の法体系における避難計画の位置付け
我が国の法制度上，ＳＳＲ－２／１（Rev.1）が示す深層防護のうち第１段階から第４段階までの防護レベルに相当する事項については，改正原子炉等規制法や設置許可基準規則において，原子力事業者に対する規制として規定される一方，第５段階の防護レベルに相当する避難計画等の整備は，災害対策基本法及び原災法により，「災害」の一形態としての「原子力災害」として，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原子力災害予防対策を実施すべきものとされ，避難計画の策定については，地域の事情に精通した地方公共団体が中心になって策定することとなる。
これに対し，原子力事業者は，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業務を行う責務を負うものであるが，当該地域の住民等の避難計画を策定し，それに従って住民等を行動させる権限や責務を有しておらず，避難計画を策定することはできない。また，規制委員会は，専門的・技術的事項について情報提供等を行うことは可能であるものの（原災法６条の２により，原子力災害対策指針を定めることとされている。），各地域の実情等については精通しておらず，これに適合した避難計画が策定されているか否かについて判断することは困難である。改正原子炉等規制法とは別に原災法が定められたことに鑑みても，同法が，規制委員会が改正原子炉等規制法に基づく規制権限の行使として原子力事業者等に対し避難計画の策定等を義務付けることを予定していないことは明らかである。
ウ原子力事業者の防災計画


原子力事業者は，原子力災害の発生及び拡大の防止に関し一定の措置を講じる責務を有するとされているところ（改正原子炉等規制法３条），その原子力事業所ごとに原子力事業者防災業務計画を作成等しなければならないとされている（原災法７条１項）。そして，かかる義務を実効化するため，内閣総理大臣及び規制委員会は，原子力事業者が同項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（原災法７条４項），仮に，原子力事業者である発電用原子炉設置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）。
（被告電源開発の主張）
(1)被告国の主張を援用する。
(2)ＩＡＥＡ安全基準等について
被告電源開発は，本件原発の安全設計に当たって，国際的な合意を尊重し，自主的にＩＡＥＡ安全基準をも参考として，深層防護の考慮や安全解析の実施などを行っているが，ＩＡＥＡ安全基準は，加盟国の規制に反映させることが期待されているものの，事業者が直接これに準拠し適合させる義務を負うものではない。
また，欧州に建設する新設の軽水炉を対象とした，欧州の有志の電力会社が集まって定めた仕様にすぎないＥＵＲを，日本の原発に適合させなければならない合理的理由はない。
(3)非常用取水設備の耐震重要度分類等について
ア非常用取水設備を含む屋外重要土木構造物に関して，耐震設計に係る工認審査ガイド（別紙２の第４(29)）には，①土木構造物の静的地震力は，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，②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，という規定がある。これを踏まえ，本件原発の非常用取水設備は，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設計し，かつ，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して損壊し取水を妨げることがないことを確認することとしている。
イこれに加え，沖合タンカーからの油漏れに対しては，直ちにオイル・フェンスの設置等の対策を，異常発生したクラゲや藻の流入に対しては，取水口前面のカーテンウォール，取水口スクリーン室に設けられるスクリーン，海水ポンプ出口に設置するストレーナによりそれらの異物を除去することなどの対策が講じられるのであって，これらの対策を無視して，本件原発の取水口及び取水路の各系統が近接していることのみをもって同時に機能喪失する可能性があるとする原告らの主張は理由がない。
(4)重大事故等対策について
ア有効性評価について
ＩＡＥＡ安全基準の安全指針である「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）は，レベル２ＰＳＡ（ＰＲＡ）＊（ＰＲＡのうち炉心損傷に至る事故シーケンスを解析し，炉心損傷頻度を算出するものを「レベル１ＰＲＡ」，格納容器破損に至る事故シーケンスを解析し，格納容器損傷頻度を算出するものを「レベル１．５ＰＲＡ」といい，これに加え放射性物質の種類や量も併せて算出する評価を「レベル２ＰＲＡ」という。）の実施を要求したものではない。被告電源開発は，本件原発において，レベル１．５ＰＲＡを実施し，これにより原発の有効性評価において用いる格納容器破損の防止に係る事故シーケンスを選定する目的を十分達成することができる。
被告電源開発が講じる更なる対策に不足がないかどうかは，本件原発を対象としたＰＲＡの結果からも確認しているが，さらに，外部組織である社団法人原子力安全推進協会に依頼し，別の方法を用いた充足性評価を実施した。これは，ＩＡＥＡ安全報告書シリーズ「原子力発電所の深層防護の評価」（No.ＳＲＳ－４６）に基づくものであり，ＳＳＲ－２／１などのＩＡＥＡ安全基準にも対応したものとなっている。
イ可搬型設備について
本件原発において，可搬型設備は，更なる対策で設ける常設設備が機能喪失した場合を想定して設けることとしており，当該可搬型設備と同等の機能を有する常設設備が常に存在する。すなわち，「まず最初に可搬型設備を持ってくる」といった考え方は，本件原発には存在しない。ただし，可搬型設備は，常設設備に対し，多様性，独立性及び位置的分散を考慮した設備として安全上重要な機能を代替できることに加え，事故の進展の状況に応じて臨機かつ柔軟な対応が可能という利点を有しており，事故収束のためのツールとして重要な選択肢の一つである。その設置のための作業を要するという点については，手順書を整備し訓練を継続して実施することにより，これを迅速に行えるようにすることが可能である。
ウ電源設備について
被告電源開発においては，所内常設直流電源設備の３系統目を５年間の経過措置規定にかかわらず当初より設ける設計とするなどしているほか，外部電源喪失時に備えて電源設備強化対策を講じ，念のための更なる対策も用意している。
エパッシブ機器について


ＩＮＳＡＧの基本安全原則（ＩＮＳＡＧ－１２）は，パッシブ機器について，電源等の外部サポート系から独立していること，構造が単純であることなどをその利点とする一方で，液体系における駆動力の低さ及び異常状態における柔軟性の低さといった欠点があること，新規のパッシブ系の性能に関する既存データの制限に特別な注意を払わなければならないことなどを述べ，その上で，パッシブ機能の利点と欠点は，設計段階において慎重に考慮されるという偏りのない考え方を採っている。このことは，学識経験者も明らかにしているところである。このことから，原発におけるパッシブ機器の採否は，利点のみならず欠点も慎重に考慮して決定することが必要であり，パッシブ機器を採用しないことをもって本件原発が欧州の原発に安全性において劣るかのようにいう原告らの主張は正当ではない。また，本件原発の更なる対策の有効性評価においては，可搬型設備が必要とされる場合でも事故発生から１２時間はこれに期待しないこととしており，この前提で有効性評価を行っている。その結果，設計基準事故を超えた炉心の著しい損傷を含む状態が発生してから一定時間は可搬型設備に期待すべきでないとするＥＵＲの設計仕様を満足している（なお，ＥＵＲの当該設計仕様は，事故後一定時間は可搬型設備に期待すべきではないとするものであって，常設設備を運転員が操作することなどは何ら否定されておらず，「人的対応が一定時間は不要である」などということとは，大きく意味が異なる。）。
(5)テロ対策について
そもそも犯罪の予防及び鎮圧は，警察，海上保安庁の責務とされており（警察法２条，海上保安庁法２条），警察庁は，武装した銃器対策部隊が２４時間体制で原子力関連施設を警戒しているほか，テロ事案発生時には，高度な制圧能力を有する特殊部隊を投入するという，二段構えの体制を採っている。海上保安庁は，水際対策，巡視船艇・航空機による警戒監視，旅客ターミナル等での海上保安官による警戒，不測の事態に備えた即応体制の確保等の対策を講じるとしている。また，武力攻撃事態等に対しては，国が主導的に対処するという考え方のもと，国全体として万全の措置を講ずることとされている（国民保護法＊，事態対処法）。
事業者である被告電源開発は，本件原発に対する妨害破壊行為を防止するため，防護区域，その周りを周辺防護区域，さらにその周りを立入制限区域として，多重の区画で囲み，必要な措置を講じる（実用炉規則９１条２項）。また，武力攻撃による原子力災害の発生又は拡大の防止のため応分の責務を果たすこととしている（国民保護法３６条，１０５条，１０６条）。
(6)避難計画について
ア原子力事業者にとっても深層防護の第５段階に相当する原子力防災対策は，運転開始前の保安規定の認可申請書を提出する日までに，原子力事業者防災業務計画として作成することとされており，第４段階の対策とは別の法令に基づきその妥当性が確認される。このことから，原子力災害対策の妥当性が確認されないまま運転を開始することはそもそもあり得ない。イ被告電源開発は，原災法等に基づき，本件原発に燃料が搬入・装荷されるまでに，原子力事業者防災業務計画を策定するとともに，関係機関への通報及び関係機関との情報共有を確実に行うために必要な体制の整備，放射線測定設備の設置等を行うなど原子力災害対策も行う予定である。本件原発の運転開始後は，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）を参考にして，原子力事業者防災業務計画で定めた事項が引き続き十分な状態にあることを定期的に評価することとしている。
ウなお，米国においては，原発設置者が作成する緊急時計画について，ＮＲＣが連邦規則１０ＣＦＲPart50（§50.47）等により妥当性を評価し，地元州政府及び自治体が作成する緊急時計画について，連邦国土安全保障省（ＤＨＳ）及び連邦緊急事態管理庁（ＦＥＭＡ）がＦＥＭＡ規則により妥当性を評価することとされている。また，これらの緊急時計画は，従来から，建設許可取得後の運転認可申請時に最終的な計画を提出することとされている（ただし，１９８９年以降の制度では，事業者の選択により，建設運転の統合認可の申請時に提出することもできるとされた。）。エ避難計画は，地域防災計画とともに政府を挙げてその作成を支援することとなっており，原子力防災会議においてその内容が合理的かつ具体的なものとなっていることが確認される。また，避難計画は，当該原発周辺の地形等の自然条件や現存する道路等の交通環境を所与のものとして，合理的かつ具体的な計画として策定されるものであり，継続的にその計画の改善を進めていることが期待されている。したがって，関係する地方公共団体が実効的な避難計画を策定することが著しく困難又は不可能であるということは考えられない。また，区域の一部が本件原発の３０ｋｍ圏内に掛かることのみを理由として，函館市及びその周辺自治体に居住・滞在する全ての住民を即時一斉避難の対象と，根拠なく仮定する原告らの主張は相当ではない。
３争点３（基準地震動の策定）について
（原告らの主張）
(1)基準地震動の策定
ア基準地震動策定の手法
原発の耐震安全性評価は，①断層の位置や長さ等の各種調査を行い，②その調査結果に基づき安全評価を行うための基準となる基準地震動を策定し，③基準地震動に基づき施設の耐震安全性評価を行う，という手順で進められる。このうち基準地震動の策定は，大きく，地質調査や活断層の評価を前提とする「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」の二つに分かれる。このことは，新規制基準（設置許可基準規則４条，同規則の解釈別記２，基準地震動審査ガイド）においても，従前の規制基準（新耐震設計審査指針）においても，変わりはない。
イ確立された国際基準
ＩＡＥＡが福島原発事故について作成した報告書の技術文書によれば，地震の想定につき，必要とされる低確率と釣り合うような先史データがないことを埋め合わせるため，国際慣行としては，①歴史記録のある最大の震度又は規模に上乗せする決まりと，②震源をサイトから最短距離に置く想定とがあり，これは１９７９年のＩＡＥＡ安全基準（No．５０－ＳＧ－Ｓ１）に反映されていると記載されている。また，ＩＡＥＡ安全基準のＳＳＧ－９＊には，「地震発生源構造ごとに，最大潜在マグニチュードが，その構造の最も原子力発電所サイト地域に近く，地震源の物理的大きさを考慮した位置で発生すると想定すべきである」と記載されており，前記国際慣行①及び②はＳＳＧ－９にも反映されている。


したがって，①最大潜在マグニチュードの評価と，②サイトに最も近い場所における震源の想定は，確立された国際基準と考えるべきであり，これらの評価を行っていない地震動想定は，原則的に不合理というべきである。
ウ地震調査研究推進本部の文書について
地震調査研究推進本部（推本＊）は，政府の公的機関であって，推本に設置された地震調査委員会は，地震に関する観測，測量，調査又は研究を行う関係行政機関，大学等の調査結果等を収集・分析し，これに基づく総合的な評価を行っている。その作成，公表する文書は，地震についての国としての統一的評価というべきものであって，科学的根拠に基づいており，日本における地震の調査，研究に基づく評価としては最も権威がある。したがって，推本が作成，公表している文書は，地震学，地震工学の現在の科学技術水準を反映するものとして，被告電源開発が評価した基準地震動の合理性を判断する上でも十分考慮されなければならない。
(2)基準地震動についての規制基準の不合理性
ア新規制基準の策定過程について
福島原発事故を受けて新規制基準が策定されたが，新規制基準を検討する過程では，検討用地震＊の選定の妥当性や不確かさの考慮の妥当性について判断基準を明確にすることが必要であるという提言がされ，これに異論らしい異論はなかったにもかかわらず，結局，具体的，定量的な基準は策定されなかった。規制委員会の地震等基準検討チームは，それまではほとんど存在しなかった津波についての規制基準を新たに設けるという大きな課題を抱えながら，約７か月間に１３回の会合で検討を行ったにすぎない。その結果，新規制基準における地震動想定手法は，福島原発事故を受けても従前と変わっていない。
イ新規制基準の要求事項の曖昧さ
設置許可基準規則３条，４条，３８条，３９条等から分かるとおり，地震対策に係る規制上の要求事項の基礎として，基準地震動（設置許可基準規則４条３項）が位置付けられる。しかるに，基準地震動の内容としては，設置許可基準規則の解釈（別記２の５）において「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る。また，基準地震動審査ガイドも，地震動評価において「適切に」との文言を多数使用しているが，何が適切かという具体的な審査の基準を示していない。
このようなほとんど白紙委任の規制基準は，基準の名に値しない不合理な基準ということができる。
ウ基準地震動の超過確率＊
ＩＡＥＡ安全基準の安全指針「原子力発電所の耐震設計と認定」（No．ＮＳ－Ｇ－１．６）では，設計基準の地震規模として，発生頻度が１０－３～１０－４（平均）又は１０－４～１０－５（最頻値）／炉年と設定する考え方が示されており，基準地震動の超過確率は，１万年に１回以下でなければ国際的な基準に合致しているとはいえない。
しかし，以下のとおり，日本のこれまでの超過実績を見ると，頻繁に設計基準地震動を超過しており（これらを踏まえると，本件原発の基準地震動の超過確率は，１００年に１回程度か，せいぜい１０００年に１回程度にすぎないというべきである。），抜本的な見直しが必要であることは明らかである。しかし，新規制基準において抜本的な変更は見られない。(ｱ)国内で過去１０年間に，基準地震動を上回る地震動が，四つの地震動，五つのケースで観測されている。福島原発事故前の１０年間に，５０基の原子炉のうち延べ１８基で基準地震動を超過しているので，一つの原子炉当たり２７．８年に１回は超過する計算となる。
(ｲ)地震学者である浜田信生，泉谷恭男，増田徹は，基準地震動の超過確率が１万年に１回以上であることを認めている。多くの地震学者は，稀に発生する可能性のある最大の地震動の大きさを一般的に信頼するに足りる精度で算出することはできないと考えている。
(ｳ)１万年に１回という低頻度の地震動の規模を探る上で，数百年分の観測記録では少なすぎる。
(ｴ)地震動の予測は，恣意的な算出が比較的容易である。
エ確率論的安全性評価の非徹底
ＳＳＧ－９では，「５．１地震動ハザードは，確率論的およ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」とされており，確率論的な評価は国際的なスタンダードである。また，「東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会」の最終報告（平成２４年７月２３日）においては，地震時の確率論的安全性評価（地震ＰＳＡ）が手法として確立されていることを前提に，「施設の置かれた自然環境特性に応じて総合的なリスク評価を事業者が行い，規制当局等が確認を行うことが必要である」と提言されている。
ところが，新規制基準では，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は，それぞれが対応する超過確率を「参照」し，それぞれ策定された地震動の応答スペクトル＊がどの程度の超過確率に相当するかを把握することと規定されているにすぎない（設置許可基準規則の解釈別記２の５四）。適合性審査でも，申請者が提示した基準地震動の超過確率の信用性について，実質的な審査は行われていない。
なお，基準地震動の妥当性を担保するための手続は，日本において特に重要であり，ＳＳＧ－９（項目１１．１８～１１．２０）では，第三者によるピアレビューを実施すべきであることが規定されている。しかし，現在の規制基準でもこのような手続は規定されておらず，不合理である。
(3)震源を特定して策定する地震動
被告電源開発による，震源を特定して策定する地震動（設置許可基準規則の解釈別記２の５二）は，以下のとおり，検討用地震の選定・評価，応答スペクトルの設定等において不合理である。
ア検討用地震の選定・評価
(ｱ)推本（２０１０）＊や島崎（２００８）＊によれば，孤立した短い活断層からはＭ＊６．９～７．４程度の地震が発生するのであるから，大間北方沖活断層（後記４参照）については，少なくともＭ７．４は想定しなければならないところ，被告電源開発はＦ－１４断層（後記４参照）につきＭ６．７と評価しており，「不確かさの考慮」としてＭ７．０相当まで考慮しているようではあるが，それでも過小評価であることには変わりがなく，最大潜在マグニチュードの評価を求める前記(1)イのＳＳＧ－９の要請に反する。
(ｲ)Ｆ－１４断層による地震の基本震源モデルについては，震源断層＊が屈曲する等して本件原発の直下ないし近傍を走るケースを想定すべきであり，この想定を行っていない被告電源開発の地震動評価は，前記(1)イのＳＳＧ－９の定めに反する。


(ｳ)被告電源開発が内陸地殻内地震＊の想定に用いた松田式＊には，大きなばらつきがあるところ，ばらつきを考慮しないことは，基準地震動審査ガイド（Ⅰの３．２．３(2)）に違反する。また，地震発生前に地下の震源断層の長さは分からないので，地表地震断層の長さを当てはめざるを得ず，過小評価しやすい。
また，被告電源開発は，Ｆ－１４断層等から発生する地震規模を評価するにあたって入倉・三宅（２００１）＊の式を用いているようであるが，この式によると他の式に比べて顕著に地震モーメントを過小評価することになり，島崎邦彦前規制委員会委員長代理も，垂直又は垂直に近い断層で発生する大地震の地震モーメントの推定にはこの式を用いてはならないと断じている。推本レシピ＊でも，平成２０年４月の改訂から，入倉・三宅（２００１）の式と並んで松田式等他の式が採用されるに至っており，Ｆ－１４断層のように地震発生層が比較的薄いところにある高角の活断層については，入倉・三宅（２００１）の式だけでなく松田式等他の式をも用いた地震規模の想定を行い，いずれか大きいほうを採用した上でばらつきを考慮するという方法によらなければ，保守性に欠けることは明らかである。
(ｴ)被告電源開発が，プレート間地震＊，海洋プレート内地震＊について参照した過去の地震記録は，宝暦１３年（１７６３年）陸奥八戸地震を除き，全て昭和以降のものであって，地震規模の想定に何ら余裕を見ておらず，かつ，固有地震として設定しており，極めて稀に発生する巨大地震の想定としては不十分であって，前記(1)イの確立された国際的基準に反する。
本件敷地が所在する領域の海洋プレート内地震の最大マグニチュードは，推本（２０１４）＊によると，北海道東方沖地震と同様のＭ８．２ということになるから，Ｍ８．２のスラブ内地震＊が敷地直下で発生した場合も想定すべきである。
被告電源開発は，プレート間地震につき，Ｍｗ＊８．３，不確かさ考慮でＭｗ９．０という地震規模を設定しているが，津波審査ガイド＊には，千島海溝から日本海溝沿いの領域まで連動すれば最大Ｍｗ９．６程度の津波波源となることが記載されており，かかる記載を参照し，地震規模の設定を見直すべきである。加えて，被告電源開発が主張する，Ｍｗ８．３より大きくなると地震動が飽和するという見解は，観測記録や理論で十分に裏付けられた普遍的法則とはいえず，仮説の域を出ない。また，Ｍｗ９．０の地震について，強振動生成域を敷地に近付け，応力降下量＊を大きくする等の不確かさを考慮していない。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価
(ｱ)距離減衰式   ＊に基づく地震動の経験的評価法とされている耐専式＊（Noda，etal.（２００２）＊）の手法では，標準偏差２倍以上のばらつきが発生するが，被告電源開発は，アスペリティ＊配置の変更により，わずかに余裕を持たせているにすぎず，内陸地殻内地震の地震動評価において低減係数を用いないことや地盤増幅率の補正をすることによっては，基準地震動審査ガイド（Ⅰの３．３．３(1)）が求める不確かさの考慮として，不十分である。
(ｲ)被告電源開発は，耐専式以外にも１０種類の距離減衰式を適用した上で包絡線を設定していることにより余裕があると主張している。しかし，耐専式の手法以外の距離減衰式も，標準偏差２倍（約４倍）程度のばらつきがあるところ，被告電源開発は２倍程度の不確かさの考慮しかしておらず，基準地震動の想定は過小である。また，本件敷地からＦ－１４断層を延長した震源断層まで断層距離は５ｋｍ程度しかないが，敷地近傍の地震動データは未だ限られているため，断層近傍サイトでの距離減衰式による予測精度はとりわけばらつきが大きい。被告電源開発による評価は，結果としてほとんど全ての距離減衰式においてNoda，etal.（２００２）による評価を下回っているが，これは恣意的に作出された結果である疑いが拭えない。
(ｳ)距離減衰式のばらつきを低減させる最も有効な方法は，当該敷地における観測記録を分析することであるが，本件原発の敷地における観測記録はない。仮に，被告電源開発が本件敷地ないしその周辺の地質や地盤を調査していたとしても，調査によって地盤・地質を把握できるのは，必要な情報のごく一部にすぎず，地震動の予測のばらつきを有意に減らすことはほとんど期待できない。
なお，本件原発の敷地地盤は不均質であり，貫入岩が入り込むなどして地下構造が不整形なものとなっていることが推測され，地震動を増幅させる可能性があるにもかかわらず，被告電源開発はこれを十分に調査せず，耐震設計上この点を考慮していない。
ウ断層モデルを用いた地震動評価
断層モデルを用いた手法では，一般に，推本レシピを適用して，活断層（震源モデル）の長さ，面積等から地震規模を推定するが，推本レシピは，強震動の分析や予測を行う上で，倍半分程度の誤差を目指したものにすぎず，現在も開発途上であり，実観測記録を用いた検証によっても精度の低い再現しかできなかったものであって，たとえ詳細な調査や適正な経験式の適用を前提としても，信頼性が十分ではない。また，そこで用いられる各種経験式にもばらつきがある。したがって，基準地震動の策定においては，ばらつきが十分考慮されている必要がある。
しかし，被告電源開発の行った不確かさの考慮は，破壊開始点＊を変更し，短周期レベルを１．５倍としたことと，断層傾斜角を６０°から４５°に変更したことの２点であるが，①グリーン関数法の誤差，②震源断層のモデル化の誤差，③震源パラメータに係る経験式（アスペリティの地震モーメント，応力降下量）の誤差，④偶然的不確定性に係るパラメータ（アスペリティの位置・強度，破壊伝播速度，破壊開始点など）の誤差を踏まえると，不十分である。
(4)震源を特定せず策定する地震動
被告電源開発による，震源を特定せず策定する地震動（設置許可基準規則の解釈別記２の５三）は，以下のとおり，過去の観測記録の評価，応答スペクトルの設定等において不合理である。


ア基準地震動審査ガイドにおいて，収集対象となる内陸地殻内の地震の例として挙げるものは，わずか１７年間の１６地震だけでしかなく，同審査ガイド上，この１６地震は例示にすぎないとされ，各種不確かさの考慮が義務付けられていることからしても，この観測記録のみに依拠して検討すべきではない。しかし，被告電源開発が検討対象とした過去の内陸地殻内地震は，Ｍ６．１～６．６規模の４地震のみ（平成９年鹿児島県北西部の２地震，平成１０年岩手県内陸北部地震，平成１６年留萌支庁南部地震）とされ，その根拠として，本件原発敷地近傍の過去１００～２００年程度の記録から想定される地震の最大規模がＭ６～６．５程度であるからとしている。しかし，短期間のわずかな記録で，１万年に１回以下という低頻度の地震動を知ることは不可能である。推本（２０１４）では，新垣見マップ＊に示された本件原発の領域で発生する可能性がある内陸地殻内地震の最大規模は，Ｍ７．５とされており，被告電源開発の評価は明らかに過小である。また，基準地震動審査ガイドでは，Ｍｗ６．５（気象庁マグニチュードに換算するとＭ６．８程度）未満の地震を全国共通に考慮すべき地震としているのであり，Ｍ６～６．５程度とする被告電源開発の評価は同審査ガイドに反する。
イ被告電源開発が考慮した加藤ほか（２００４）＊の応答スペクトルは，限られたデータのみに基づくもので，かつ，Ｍ６．６までの地震しか考慮していない点で保守性を欠いており，これを用いた基準地震動の評価は過小である。
ウ被告電源開発は，加藤ほか（２００４）の応答スペクトルと，佐藤ほか（２０１３）＊の応答スペクトルを，特段の修正を加えることなく用いたようであるが，一般財団法人地域地盤環境研究所が留萌支庁南部地震について検討を加えた「震源を特定せず策定する地震動計算業務報告書」で示されたように，最大地震動の観測記録を考慮し，破壊開始点の違いやＮＦＲＤ効果（アスぺリティによる断層近傍の破壊伝播効果であり，破壊伝搬方向に観測点があるとき，地震動が重なって増幅する効果）も加味して，最大の加速度を考慮すべきである。規制委員会は，震源を特定せず策定する地震動について，過去の地震動観測記録をほぼそのまま用いるものとし，各種不確かさの考慮は，現状，はぎとり解析に係るものに限定されているが，このような解釈・運用は，新規制基準の趣旨に反する。エ大間北方沖活断層については，詳細な調査によっても断層の震源モデル設定に必要な情報が得られていない以上，地下の震源断層が本件原発の敷地直下又は近傍まで続いている可能性を考え，「震源を特定して作成する地震動」としてのみではなく，「震源を特定せず策定する地震動」としての評価をしなければならない。
オ気象庁地震カタログでは，大正１２年以降に発生したＭ６．５以上の内陸地震は３０個であるところ，そのうち地震断層を生じたのは約３分の１である１１個にすぎず，Ｍ７．０以上でも地震断層の出現率は４４％であって，未知の断層が強い地震動を生じさせる例は最近１２年間でも相次いでいるから，あらかじめ震源を特定できない地震は，現実的リスクとして捉えなければならない。
（被告電源開発の主張）
(1)震源を特定して策定する地震動
ア検討用地震の選定・評価
(ｱ)Ｆ－１４断層による地震の震源モデルにつき，被告電源開発は，震源断層の長さとして，Stirling，etal.（２００２）（Mark    Stirlingほか‘ComparisonofEarthquake   ScalingRelationsDerived   fromDataoftheInstrumentaland   PreinstrumentalEra’〔計器観測がなされた地震のデータ及びそれ以前の地震のデータに基づくスケーリング則の比較〕）を参考にしながら，地表の痕跡長さ（最大約３．４ｋｍ）を上回る２０ｋｍと設定した。震源断層の幅としては，本件敷地における地震発生層の厚みを考慮しながら，保守的に１３ｋｍと厚く設定した。これらを基に入倉・三宅（２００１）の式に入力するなどして，地震規模をＭ６．７と設定した。さらに，震源断層の傾斜角等の不確かさを考慮してＭ７．０の震源モデルを設定している。
推本（２０１０）では，長期評価の高度化に向けて，海域の短い断層につき，評価地点に応じた詳細な各種調査等を踏まえて震源断層を推定するといった考え方が示されているところ，被告電源開発のＦ－１４断層に係る調査，評価はこれに沿うものである。また，島崎（２００８）がいうＭ７．４の想定は，推本による文献調査を基本とした全国の断層評価を対象として一般的な最大規模を検討したものであって，変動地形学的調査，地質調査，地球物理学的調査等の組合せによる詳細な調査による本件原発の内陸地殻内地震の地震動評価に当てはまるものではない。(ｲ)原告らは，Ｆ－１４断層の震源モデルについてＳＳＧ－９に反する旨主張するが，調査結果により認められる地質構造等を踏まえることなく，敷地直下に内陸地殻内地震の震源断層を設定するといった考え方は，ＳＳＧ－９においても採用されていない。
(ｳ)松田式は，地震規模を想定する際に広く一般的に用いられている回帰式であり，推本レシピにも採用されている。被告電源開発は，検討用地震のうち根岸西方断層による地震につき応答スペクトルに基づく地震動評価を行う際に適用しているが，他の検討用地震による地震動を下回っており，本件原発における基準地震動の策定に影響を及ぼすものではない。


なお，原告らが指摘するばらつきは，平成１５年に気象庁がマグニチュードの算出方法を改定する前の数値であり，改定後の数値に置き換えると，過去１４地震のデータは松田式とよく整合している。また，原告らは，入倉・三宅（２００１）の式を用いた被告電源開発の地震動評価が過小であるかの主張をするが，原告らの主張は均質な断層すべりを仮定したモデルに基づくものであって，これにより入倉・三宅（２００１）の式の妥当性を検証することはできない。むしろ，平成２８年の熊本地震を含む近時の内陸地殻内地震の震源断層面の不均質なすべり分布を伴う解析を通じて，入倉・三宅（２００１）の式の合理性は検証されているのであって，これらを考慮しない原告らの主張は理由がない。なお，推本レシピには，断層長さを松田式に適用してマグニチュードを求める簡便法が採用されるに至っているが，Ｆ－１４断層による地震の断層長さは最大約３．４ｋｍであり，こうした長さの断層は松田式のデータセットに含まれておらず，松田式の適用範囲外である。(ｴ)被告電源開発は，スラブ内地震の検討用地震の想定に当たり，東北地方から北海道地方にかけてのスラブ内地震の発生様式を踏まえ，本件敷地に与える影響が大きくなるように敷地から近い位置に震源断層を想定している。原告らが指摘する推本（２０１４）によると，Ｍ８．２の地震の断層は，領域の東側のみに配置されており，本件敷地直下に配置されていない。
また，プレート間地震の地震規模の設定については，想定三陸沖北部の地震（Ｍｗ８．３）を検討用地震として選定した上で，東北地方太平洋沖地震が複数の領域にわたって連動したことを踏まえ，その知見の反映として，三陸沖北部の領域と千島海溝沿いの十勝沖及び根室沖の領域が連動した場合の地震（Ｍｗ９．０）を想定した地震動評価を実施している。これら想定した二つのプレート間地震の各地震動評価の結果を比較すると，地震規模がＭｗ８．３からＭｗ９．０と大きくなっているにもかかわらず，地震動の飽和が生じている。
仮にＭｗ９．０よりも大きい規模の地震を想定したとしても，被告電源開発が想定した地震域よりも遠方の色丹島，択捉島に及ぶような領域まで連動することになり，本件敷地から非常に離れているため，これらの領域からの地震動による影響は少ないと考えられる。
イ応答スペクトルに基づく地震動評価
(ｱ)距離減衰式は，入力パラメータの数が少ないため計算が簡便であること，誤差が累積されにくく評価結果が安定していること，観測事実に基づいているため算出した値に対する信頼性が高いことなどの利点を有し，地震工学分野で広く用いられてきた。距離減衰式の一つである耐専式（Noda，etal.（２００２））の方法は，マグニチュード，等価震源距離（面的に拡がりを持つ震源断層から受けるエネルギーと同じエネルギーを放つ仮想の点震源までの距離をいう。）及び評価地点の地盤の弾性波速度をパラメータとして，解放基盤表面＊における地震動の応答スペクトルを評価する手法である。
(ｲ)被告電源開発は，Ｆ－１４断層による地震の地震動評価において耐専式の方法を用いて，本件敷地周辺の詳細な各種調査結果により情報を得た上で，基本震源モデルについて震源断層面の断層長さ，断層幅及び傾斜角を調査結果よりも保守的な条件に設定した。この設定により，入力パラメータとして用いられる地震規模及び等価震源距離は保守的な想定となる。
また，耐専式の方法を用いると，内陸地殻内地震に対しては，地震動の応答スペクトルを大きく評価する傾向のあることが知られており，低減係数を考慮することでより正確に算定できることが提案されているが，被告電源開発は，低減係数を用いた応答スペクトルの低減を考慮しないことにより，保守的に評価している。なお，平成１９年の新潟県中越沖地震＊における短周期レベルが平均的な値より１．５倍程度大きかったことは，耐専式の方法を用いる際に設定される入力パラメータとは関連しない（別途，断層モデルを用いた手法で考慮している。）。本件原発の基準地震動の設計用応答スペクトルは，耐専式の方法に加え，各文献による経験的な方法により算出した応答スペクトルの全てを包絡した上で，更に余裕を見込んで設定されている。
(ｳ)地震記録による地盤増幅特性＊（原告らのいうサイト特性）の検証は，評価対象となる地震と異なる発生様式の地震の観測記録を用いても行うことが可能であるから，本件敷地において内陸地殻内地震を観測できていなくとも，検証がないことにはならない。
被告電源開発は，本件敷地地盤の地盤増幅特性について，本件敷地で得られた観測記録の初期微動部の水平／上下スペクトル比（地震観測記録の水平方向のフーリエ振幅スペクトル〔地震動の周波数特性を表すものであり，不規則な地震動の振幅が，どの周波数成分の振幅に寄与しているのかを示すもの。〕と上下方向のフーリエ振幅スペクトルとの比のこと）を逆解析して深い地盤の地下構造を推定する方法による検討を行い，水平成層構造（速度層が水平を成して広がっている地下構造）の地下構造モデルと判断している。また，観測記録を用いて，本件敷地における地震動の到来方向の違いによる顕著な差異が認められないことをもって，別途検証している。
ウ断層モデルを用いた地震動評価
(ｱ)断層モデルを用いた手法は，多くのパラメータが用いられ，個別の地震の震源特性＊，地下構造による地震波の伝播特性（伝播経路特性＊，地盤増幅特性）を，詳細に地震動評価へ反映させることができること，地震動の振幅だけでなく時間の経過を意味する位相も含めた時刻歴波形として評価できることなどの利点があり，広く実務に利用されている。現状における手法等は推本レシピに取りまとめられている。(ｲ)被告電源開発は，Ｆ－１４断層による地震につき断層モデルを用いた手法による地震動評価を行うに当たり，基本震源モデルについて，本件敷地周辺の詳細な調査結果を踏まえ，影響が大きくなるよう保守的な条件を設定した。具体的には，①断層長さを，調査では最大約３．４ｋｍのところ２０ｋｍと設定したこと，②断層面の傾斜を，調査では鉛直又は広角で本件敷地から離れる方向に傾斜しているところ，鉛直と設定したこと，③地震発生層を，調査では９ｋｍと考えられるところ１３ｋｍと設定したこと，④破壊開始点を，本件敷地における地震動が大きくなるように設定したことが挙げられる。その上で，震源断層面の傾斜角，応力降下量，地震モーメント及び破壊開始点については，不確かさを考慮したモデルを設定した。


(ｳ)原告らが，「観測記録を倍／半分の精度で説明できる」ことを目標にしたにすぎないと指摘する点は，観測記録そのものの持つばらつき程度の精度という趣旨である。また，原発における地震動評価に当たっては，詳細な各種調査により震源モデルの設定精度が向上している。(ｴ)原告らはグリーン関数法の誤差などを指摘し，不確かさの考慮が不十分である旨主張するが，ＩＡＥＡのＳＳＧ－９においても，個々の関係式のばらつきを地震動評価に結びつけるといった考え方は採用されておらず，被告電源開発の行った検討結果を理解することなく，科学的にも合理性のない主張をしているにすぎない。
(2)震源を特定せず策定する地震動
ア被告電源開発は，本件原発の確率論的安全性評価（地震ＰＳＡ）を行うに当たり，本件敷地が位置する領域において，活断層の存在が知られていないところで発生する地震の最大マグニチュード値を，推本（２０１４）と同じＭ７．３として考慮している。
なお，本件敷地が所在する領域の中で等しく発生する可能性がある内陸地殻内地震の最大の地震規模がＭ７．５であるとの見解は，新垣見マップでは根拠付けられていない。
被告電源開発は，震源を特定せず策定する地震動の評価に当たって考慮した四つの地震以外の，基準地震動審査ガイドに挙げられている地震を含め，今後とも，知見の蓄積等を踏まえて，信頼性の高いデータを用いた検討を適切に行う考えである。
イ加藤ほか（２００４）の応答スペクトルは，相当数の観測記録に基づく信頼性のあるものである。安全基盤機構＊の報告書でも，同応答スペクトルの年超過確率の値，及び，同応答スペクトルを超える地震動が震源特性の組合せとして発生する可能性が低いことから，同応答スペクトルを肯定的にとらえている。
なお，安全基盤機構の試算は，試算した地震動をそのまま震源を特定せず策定する地震動として用いるために試算したものではない。また，規模も位置も特定されない地震について，様々な断層パラメータを，信頼性をもって設定することはできず，仮想的に全ての断層パラメータを対象地点に大きくなるように設定しても妥当な結果は得られないから，一般財団法人地域地盤管工研究所の留萌支庁南部地震に関する報告書において試算した地震動をそのまま震源を特定せず策定する地震動として用いることに合理性はない。
ウ新耐震設計審査指針における地震動評価の基本は，敷地ごとに震源を特定して策定する地震動であり，その策定に最大限の努力が払われることを前提として，その補完的な位置付けとして，震源を特定せず策定する地震動が規定された。新規制基準においても考え方は承継されている。規制委員会も，現実の観測記録ではない地震動や，地震の規模を仮定して計算した仮想的な地震動をもとに策定することを求めていない。エ原告らは，Ｍ７．０以上の地震断層の出現率は４４％であるなどと指摘するが，原告ら主張の地震断層の出現率は，震源断層と地表地震断層の長さが対応する場合に限った比率である上，原発における基準地震動の策定を目的として実際に活断層に係る調査を行った場合を前提とするものではないから，詳細な調査を基に様々な保守的条件を設定して行った被告電源開発の地震動評価を過小とする理由にはならない。
(3)新規制基準の合理性等について
ア藤原証人＊の見解について
藤原証人は，規制委員会の地震等基準検討チームの会合において，検討用地震の選定の妥当性や不確かさの考慮の妥当性について見解を述べているが，藤原証人の尋問結果によれば，これらはいずれも，明確な判断基準を示したものではなく，長期的な課題として認識していると考えられる。また，基準地震動審査ガイドにある，震源を特定せず策定する地震動の各種の不確かさや，経験式のばらつきについても，長期的な課題又は今後の課題と回答している。
よって，藤原証人の見解をもって，新規制基準が不合理であるとすることはできない。
イ基準地震動の超過確率
(ｱ)地震動想定を誤ったと原告らが指摘する過去１０年間の５事例によっても（①平成１７年宮城県沖地震・女川原発＊，②平成１９年能登半島地震＊・志賀原発＊，③平成１９年新潟県中越沖地震・柏崎刈羽原発＊，④平成２３年東北地方太平洋沖地震・福島第一原発，⑤同・女川原発），基準地震動策定の基本的な枠組みが有する合理性は否定されない。すなわち，これらはいずれも新規制基準下での基準地震動を超過したものではなく，旧耐震設計審査指針における基準地震動Ｓ１及び基準地震動Ｓ２を超過したものである。また，東北地方太平洋沖地震は，明治以降の国内最大規模，１９００年以降の世界４番目の規模にもかかわらず，④福島第一原発及び⑤女川原発とも，基準地震動Ｓｓと概ね同程度である。さらに，前記③以外の事例では，観測記録のはぎとり波の応答スペクトルが各原発の基準地震動の設計用応答スペクトルを超過した周期帯は一部に限られ，施設の健全性に特段の問題を生じていない。前記③事例は，当初設計時の想定を大きく上回る地震動が観測されたものの，安全上重要な設備の健全性に特段の問題は確認されていない。
(ｲ)被告電源開発が採用した基準地震動の超過確率の算定方法は，日本原子力学会標準の「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」を参照したものであり，科学的裏付けに基づく相応の信頼性がある。
（被告国の主張）
(1)本件設置許可処分に係る規制基準及び調査審議の合理性についてア被告国（安全委員会）は，本件安全審査＊の調査審議において，新耐震設計審査指針に基づき，被告電源開発の策定した基準地震動Ｓｓが，本件原子炉の敷地周辺の実体を踏まえたものであり，既往の地震の規模の検証等を行うなど必要な検討過程を経た結果のものであるとして妥当なものと判断したものであって，調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落はない。
イ本件設置許可処分の耐震設計の審査に用いられた新耐震設計審査指針は，基準地震動Ｓｓの策定につき，地震発生様式等による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検討用地震を複数選定し，地震発生様式，地震波伝播経路等に応じた諸特性を十分に考慮するものであって，それ自体十分な合理性を有するものである。なお，同指針は，基準地震動Ｓｓを策定するに当たり，地震動の平均像を基にすることを要求しているものではなく，その策定過程に伴う不確かさ（ばらつき）について適切な手法を用いて考慮することを求めている。


実際，安全委員会は，本件安全審査の調査審議において，被告電源開発が，断層の長さを保守的に長く想定して検討用地震を選定していることなど基準地震動Ｓｓ策定過程に伴う様々な不確かさを考慮して基準地震動Ｓｓを設定していることを確認し，本件原発が，地震動の平均像そのものをもって基準地震動Ｓｓを設定していないことを確認している。
(2)新規制基準の合理性について
ア原告らは，基準地震動審査ガイドにおいて「適切に」との文言が多用され，具体的な審査基準を明らかにしておらず，基準の名に値しない不合理な基準であるなどと主張するが，基準地震動審査ガイドは，規制委員会の規制基準に係る内規にすぎず，審査に当たって審査官を拘束するものではなく，それ自体が直ちに規制基準となるものではない。この点を措いても，基準地震動の策定に当たり検討すべき項目は多岐にわたり，それぞれ高度に専門技術的な検討を要するのであって，事前に細部まで網羅的かつ一義的な基準を示すことは極めて困難であり，かえって個々の検討用地震の特性を考慮した柔軟かつ適正妥当な審査を阻害するなど不合理な事態を招きかねない。
確かに，将来的に，地震に関する知見が蓄積され，これらについて十分な分析がされた上で，不確かさ等について定量的な規制基準が定められることは望ましいことではあるものの，前記知見の蓄積や分析等には相応の時間を要することは明らかである。この間，「適切に」等の定性的な基準ないしは指針を定め，個々の事案に応じて個別に審査を行うことは，何ら不合理ではないというべきである。
イ原告らは，ＩＡＥＡ安全基準のＳＳＧ－９（項目１１．１８～１１．２０）では基準地震動の策定に当たって第三者によるピアレビューを実施すべきであるとされているのに対し，我が国においてはこのような手続が取られていないと主張する。
しかし，ピアレビューを求める趣旨は，定立した評価手法についての客観性を担保することにあるところ，設置許可基準規則の解釈（別記２の５）においては，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基準地震動が策定されることを求めており，この過程を経ることにより，結果として必然的に複数の専門家の見解が反映されることになる。その上で，規制委員会が審査を行うこと自体によって，原子力規制に際しての専門性及び客観性を担保するものであり，ピアレビューに関する要求がないことのみをもって直ちに，地震に係る規制基準が不合理であるということはできない。
４争点４（本件原発周辺の海底断層）について
（原告らの主張）
(1)大間北方沖活断層の存在
ア渡辺ほか（２０１２）＊が指摘するとおり，以下の理由から，本件原発の北方の海底には，別紙１０の赤色破線で示す位置に，大間崎の北西約１６ｋｍの海域から東南東方向に延びる長さ約４３～４４ｋｍの断層（以下「大間北方沖活断層」という。）が存在し，後期更新世以降（約１２万６０００年前から現在までの間）に活動があったことがほぼ確実であるから，「耐震設計上考慮する活断層」又は「将来活動する可能性のある断層等」として考慮しなければならない。なお，大間北方沖活断層は，被告電源開発が指摘するＦ－１４断層を起点として東方向に延びるものである可能性が高い。
(ｱ)大間崎周辺には，海成段丘面＊が多数存在し，それぞれ位置する高度から考えられる形成年代によって，古いものから順にＨ１面，Ｈ２面，Ｍ１面，Ｍ２面，Ａ１面，Ａ２面に区分することができる（Ｈ１面からＭ２面までの分布を分かりやすく記載したものが別紙１１である。）。このうちＭ１面は，約１２万５０００年前に形成されたものであるところ，この旧汀線＊の高度は，大間周辺から南方の佐井周辺に向かって低下しており，現在までに大間周辺で最大で５５ｍ程度隆起していることが分かる。
Ｍ１面が自然に隆起したのであれば，これに対応する水準点の変化があるはずであるが，明治３６年（１９０３年）から昭和５６年（１９８１年）までの約８０年間において，隆起量の少ない佐井周辺を除き水準点の大きな変動は見られない。このことは，当該隆起が緩やかな自然隆起ではなく，複数回の地震によるものであることを示している。(ｲ)大間崎の北方約６００ｍに位置する弁天島には，Ａ１面とＡ２面の２段階の離水ベンチ＊が存在するところ，かかる地形は，自然隆起により形成されるものではなく，地震によるものであることを示している。また，Ａ１面の旧汀線高度が，弁天島で６ｍ，大間平で５ｍ，蛇浦で３ｍと，わずか数ｋｍの区間で大きく異なっていることからも，地震による隆起により形成されたものと考えるべきである。
(ｳ)大間周辺におけるＭ１面の旧汀線が同じ高度にあるものをそれぞれ１本の線でつなぎ，等隆起線を作成すると，別紙１２のようになり，この等隆起線は，北が高く南に行くほど低くなる。そして，弁天島の北方約１０ｋｍの海底には，西北西から東南東方向に海底の高度が急激に変化する急崖地形が４０ｋｍ以上にわたり存在する（別紙１２の「→←」の箇所）。これらのことから，海底の急崖のある場所（別紙１０の赤色破線）に４０ｋｍ以上に及ぶ大きさの活断層が存在すると考えるべきである。
イ設置許可基準規則４条３項は，耐震重要施設＊について，基準地震動による地震力に対して安全性が損なわれるおそれがないものでなければならないものとし，基準地震動審査ガイドは，基準地震動について，「震源として想定する断層の形状等の評価が適切に行われていることを確認」して策定するものとしている。また，地質審査ガイド＊によると，後期更新世以降の活動性を明確な証拠により否定されない限り「将来活動する可能性のある断層等」であることは否定されず，「将来活動する可能性のある断層等」の活動性の評価については，「安全側の判断が行われていることを確認する」ものとされている。
このように，本件原発の設置変更許可に当たっては，大間北方沖活断層等の存在を明確に否定できない以上，基準地震動を作成する際の対象に含める必要があるのであって，これを考慮しないことは新規制基準の定める要件を満たさないに等しい。
ウ本件設置許可処分当時の関連法令等を前提としても，新耐震設計審査指針及び「発電用原子炉施設の耐震安全性に関する安全審査の手引き」によれば，後期更新世以降に活動があったことを否定できない断層は，「耐震設計上考慮する活断層」として認定することとなる。これを考慮していない本件設置許可処分は，安全審査に看過し難い過誤，欠落が存在する場合に匹敵する。
(2)大間西方沖活断層の存在


別紙１０に示されるように，下北半島西岸に位置する仏ヶ浦にも階段状の離水ベンチが存在し，また，本件原発の西方の海底には１００～１５０ｍの急斜部という海底の変化が生じていることから，当該海域にも，同別紙の縦方向の破線で示すとおり，大間崎の北西約１１ｋｍの海域から南北方向に延びる約４７～４８ｋｍの長さの活断層（以下「大間西方沖活断層」という。）が存在し，後期更新世以降に活動していた可能性を否定できず，活断層として考慮しなければならない。なお，大間西方沖活断層は，被告電源開発が指摘するＦ－１５断層及びこれに雁行する一体の断層群と近似している可能性が高い。
(3)新規制基準の不合理性
米国ＮＲＣの立地指針（ＲＧ４．７〔Revision2〕）では，原子炉から半径５マイル（約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を要求している。ＮＲＣの前記立地指針に即して考えると，本件原発は，大間北方沖活断層が存在するというだけで立地不適となり，およそ建設が許されないこととなる。
日本の法規制を前提とすると，大間北方沖活断層等の活動性が否定できないと判断された場合でも，施設にどのような影響を及ぼすか検討し，それに応じた耐震設計をすることで，建設が許可される可能性がある。しかし，どれだけ地震の予測をしても，その想定を超えるような地震が発生する可能性があることは公知の事実である。
日本の新規制基準には，ＮＲＣのような立地指針はないが，この点は新規制基準の不備であり，国際的基準に劣っている。
（被告電源開発の主張）
(1)活断層の分布状況
ア被告電源開発の実施した調査
被告電源開発は，基準地震動の策定に際し「震源として考慮する活断層」の評価に必要な本件敷地周辺の地質，地質構造の把握を目的として，本件敷地を中心とする半径約３０ｋｍの範囲及びその周辺を対象に，文献調査，変動地形学的調査，地質調査，地球物理学的調査等を組み合わせた調査を行い，本件敷地を中心とする半径約５ｋｍでは，精度の高い詳細な調査を行った。
イ震源として考慮する活断層に係る評価
(ｱ)敷地の前面海域
被告電源開発は，敷地の前面海域の断層について，Ｆ－１断層からＦ－５断層まで及びＦ－７断層からＦ－３３断層までを評価した。なお，Ｆ－１８断層からＦ－２４断層までについては，地下深部で単一の断層となっていることも否定し難いため，これらの断層を一括して長さが最大７．２ｋｍの「敷地西方沖断層」として評価している。
(ｲ)外側海域
被告電源開発は，本件敷地の外側海域の断層について，奥尻海盆東縁断層，恵山岬東方沖断層を含む複数の断層を評価した。
(ｳ)敷地周辺及び近傍の陸域
被告電源開発は，敷地周辺の陸域の断層について，根岸西方断層，函館平野西縁断層帯（渡島大野断層，函館平野西縁断層，茂辺地断層及び海域延長部），清水山南方断層を含む複数の断層を評価した。
(ｴ)震源として考慮する活断層に係る評価
前記評価結果を踏まえた，本件敷地周辺における震源として考慮する活断層の分布は，別紙１３に示すとおりであり，長大な断層はない。なお，このうちＦ－１４断層については，活断層の可能性は非常に低いと考えられるものの，後期更新世より新しい時代の地層が欠如しているため後期更新世以降の活動を明確に否定することができず，このため，震源として考慮する活断層と評価し，孤立した短い活断層として評価している。
また，Ｆ－１５断層については，海上音波検査により，後期更新世以降の活動がないと判断している。
(2)大間北方沖活断層の不存在
ア海上音波探査等
被告電源開発が海上音波探査を実施して（本件設置許可処分以降も継続している。），海底の地質構造を直接把握した結果，大間北方沖活断層が存在すると原告らが主張する範囲を含む領域において，海底下のＥ層からＢ１層までの地層（先新第三紀から後期更新世まで。別紙１４地質年代区分参照）に，変位・変形は認められず，断層活動の痕跡は認められない。この調査結果は，重力探査の結果に基づき作成した重力異常図によって，逆断層＊タイプの活断層が伏在している場合に示される顕著な線状の重力急変部が認められなかったことと整合する。
他方，下北半島を含む東北地方では，太平洋プレートが陸のプレートの下に東から西へ潜り込むという東西圧縮の応力場の下，南北方向の逆断層になるという特徴があるところ，原告らが指摘する大間北方沖活断層は，東西方向の逆断層として示されており，東北地方の地域性に合わない。
イ等隆起量線
被告電源開発は，下北半島西部全域を対象として，文献調査，変動地形学的調査及びボーリング調査等を実施し，複数のＭ１面の旧汀線の標高等を精密に把握した上，最終間氷期以降の推定等隆起量線を，別紙１５のとおり作成した。なお，本件敷地とその周辺では，Ｍ１面の旧汀線が隆起量を把握するのに適した指標となる（被告電源開発は，約２５８万年前以降の地質系統である第四系の段丘＊堆積物について，高位段丘面を形成するＨ１面，Ｈ２面，Ｈ３面，中位段丘面を形成するＭ１面，Ｍ２面，Ｍ３面，低位段丘面を形成するＬ１面，Ｌ２面，Ｌ３面に区分して検討しているところ，Ｍ１面は，約１２．５万年前の最終間氷期に形成された段丘面である。）。その結果によれば，海側（北方向）が低く内陸側（南方向）が高い現在の地形形状に近い内陸に隆起の中心を持つ台形状を呈している。これは，小池・町田（２００１）＊によるＭＩＳ＊５ｅの旧汀線高度等値線と整合する。渡辺ほか（２０１２）は，これとは逆に，海側（北方向）が高く内陸側（南方向）が低いことから，大間北方沖活断層が存在すると指摘するが，同論文発表以降の，最近の知見を含むデータ拡充の結果が考慮されていない。推定等隆起量線により示された隆起は，広域的な下北半島西部全体の隆起を示しており，東北地方の地形的な特徴も考慮すると，特定の活断層により形成される局所的な隆起や傾動ではなく，相対的に厚さが薄くなっている上部地殻の非弾性的な東西圧縮変形に伴って生じたものと考えられる。
ウ波食棚（ベンチ＊）


被告電源開発は，複数段に発達している下北半島西部の海岸の地形面について，下位よりＣ面，Ｂ面，Ａ面に区分し（Ａ面は，弁天島の中央付近にある標高約９～１３ｍの平坦面であるが，人工的な改変が進んでおり，地形の形成時期等について検討することは困難である。），Ｃ面を更に下位よりＣ３面，Ｃ２面，Ｃ１面に細分して，別紙１６のとおり分布標高を整理した。Ｃ面群は，現在の海水準において波浪の影響を受けており，海水準変動又は隆起を示唆するものではない。Ｂ面及びＡ面は離水した地形面と判断されるが，このうちＢ面は下北半島西部全域に点在し，標高値は縄文海進期の海水準と一致していることから，局所的な隆起や傾動といった陸の隆起によるものではなく，広範囲に等しく影響を及ぼす海水準変動によるものと判断される。
(3)大間西方沖活断層の不存在
原告らが指摘する大間西方沖活断層については，渡辺ほか（２０１２）に僅かに記載があるのみであって，原告らから，その存在を裏付ける根拠は示されていない。被告電源開発は，詳細な調査を実施して，当該海域に断層の分布が認められないことを確認している。
（被告国の主張）
(1)本件設置許可処分について
被告国（安全委員会）は，本件安全審査の調査審議において，「原子力発電所の地質，地盤に関する安全審査の手引き」（昭和５３年８月２３日原子炉安全専門審査会）を踏まえて，被告電源開発が本件敷地周辺の断層の性状及び後期更新世以降の活動性に係る検討に足る十分な文献調査，変動地形学的調査，地表地質調査，地球物理学的調査等を実施し，その結果に基づいて，清水山南方断層，函館平野西縁断層帯，根岸西方断層，敷地西方沖断層，恵山岬東方沖断層，奥尻海盆東縁断層のほか，Ｆ－１４断層を耐震設計上考慮すべきものとして評価したことを確認したものであり，このような本件安全審査の調査審議及び判断の過程に看過し難い過誤，欠落はない。
(2)新規制基準の合理性について
原告らは，米国では，原子炉から半径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いるのに対し，我が国ではこのような要求はしておらず，我が国の安全確保策が国際的基準に劣っている旨主張する。
しかし，原告らが引用している立地指針（ＲＧ４．７〔Revision2〕）は，ＮＲＣが規則に基づいて具体的な規制を行う際の解釈や見解をまとめ，許認可保有者や申請者に対する指針を示した規制指針（RegulatoryGuide）の一部であり，規制要求そのものではない。このことは，前記立地指針の注意書きに「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」旨記載されていることからも明らかである。
なお，設置許可基準規則３条は，設計基準対象施設について，基準地震動等が作用した場合においても当該設計基準対象施設を十分に支持することができる地盤に設けなければならないこと等を要求しており，その条件を満たさない地盤であれば，我が国においても設置許可がなされないこととなる。前記立地指針（ＲＧ４．７〔Revision2〕）は，このような緻密な分析をせずに，単に「原子炉から半径８ｋｍ以内に地形の変形や地震を引き起こす断層がないこと」を要求するのみで，その科学的，合理的理由は何ら示されていないのであって，このような基準を採用していないことのみをもって，直ちに我が国の規制基準が米国の規制基準に劣っているとはいえず，我が国の規制基準が不合理であるということもできない。
５争点５（本件敷地内及びその周辺の断層）について
（原告らの主張）
本件設置許可処分当時の新耐震設計審査指針及び「発電用原子炉施設の耐震安全性に関する安全審査の手引き」によれば，後期更新世以降に活動があったことを否定できない断層は，「耐震設計上考慮する活断層」として認定することとなる。新規制基準のもとにおいても，設置許可基準規則３条３項において，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旨規定し，これを受けた地質審査ガイドは，「３．１調査方針」として，「重要な安全機能を有する施設の地盤には，将来活動する可能性のある断層等の露頭が無いことを確認する。」と定めているところ，ここでいう「将来活動する可能性のある断層等」とは，後期更新世以降の活動が否定できないものとされ，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が含まれるとされる。
しかるに，本件敷地の地盤には，以下の断層が存在し，これらはいずれも「耐震設計上考慮する活断層」又は「将来活動する可能性のある断層等」に当たることを否定できない。
(1)Ｓ－１０及びＳ－１１について
本件敷地の地盤には，被告電源開発が「シーム」と呼ぶ断層が存在し，被告電源開発は，これらの断層に「Ｓ－０」から「Ｓ－１１」までの番号を付している。これらのうち，Ｓ－１０は，別紙１７の１及び２のとおり，本件原発の原子炉建屋から約２００ｍしか離れていない地点の露頭で確認されており（ただし，Ｓ－１０は広く分布しており，ボーリング調査の数が少ないことも考慮すれば，本件原発の重要な施設の直下にないとはいえない。），地下１０～１５ｍ程度の浅い地盤に存在している。また，Ｓ－１１は，もともと本件原発の原子炉建屋の直下に存在していたところ（別紙１７の１），直下の地面を掘削除去したことにより，原子炉建屋の側面に露頭している（別紙１７の２）。Ｓ－１０及びＳ－１１は，いずれも後期更新世以降の段丘堆積物に変状を与えており，耐震設計上考慮する活断層として認定し又は将来活動する可能性のある断層等として考慮されなければならない。
(2)ｃｆ－１断層について
本件原発の耐震重要施設であるコントロール建屋の直下には，被告電源開発が「ｃｆ－１断層」と呼ぶ断層が存在する（別紙１８参照）。被告電源開発は，ｃｆ－１断層が将来活動する可能性のある断層等であることを否定するが，規制委員会の審査会合において，被告電源開発の資料・論拠の不十分さが明確に指摘され，被告電源開発自身，そのような資料を有していないために改めて調査を実施するなどとしている。このように，被告電源開発は，ｃｆ－１断層について，後期更新世以降の活動性を否定できる根拠を示せていないから，少なくとも現在の規制基準の下では，その活動性を否定できないということになる。
(3)ｓＦ断層系及びＥ系断層について


これらの他にも，本件敷地の地盤には，「ｓＦ断層系」，「Ｅ系断層（Ｅ－２９，Ｅ－３３など）」と呼ばれる断層が存在するところ，被告電源開発は，その活動性を否定するに足りる資料を提出していないから，これらが将来活動する可能性のある断層等であることは否定されない。
（被告電源開発の主張）
(1)本件敷地内の断層について
本件敷地には，新第三系中新統の大間層や易国間層を変位させる断層が認められ，被告電源開発は，その分布及び性状から，ｄＦ断層系，ｃｆ断層系，ｓＦ断層系の３種類に区分しているが（別紙１９の１及び２参照），いずれの断層も，後期更新世以降の活動はなく，将来活動する可能性のある断層等ではない。
(2)Ｓ－１０及びＳ－１１について
本件敷地内には，地層（層理面）に平行して連続性の認められる粘土質の薄層が認められ，「シーム」と呼ぶ。Ｓ－１０及びＳ－１１は，これらシームの一部である。
Ｓ－１０は，別紙１９の１及び２に示すように，ｄｆ－２断層（デイサイトの貫入に伴う断層）に切られていることが確認されているから，デイサイトの貫入に伴う断層の形成時期より後の変異は生じていない。また，より上層のＳ－１１は，易国間層上部層の細粒凝灰岩層に挟まれている。Ｓ－１１の分布，性状及び構成物質は他のシームとほぼ同様であり，類似の生成環境で同時期に形成されたものである。
よって，Ｓ－１０及びＳ－１１は，いずれも後期更新世以降に変位は生じておらず，将来活動する可能性のある断層等ではないと判断される。
(3)ｃｆ－１断層について
ｃｆ－１断層は，本件敷地に分布するＭ３面段丘堆積物に不整合の関係で覆われており，上位のＭ３面段丘堆積物の基底面には変位・変形は認められない。また，ｃｆ－１断層は固結度が高く，周囲の岩盤と同等かそれ以上の強度を有することが判明しており，長時間をかけて固結し，岩石化して，動いていないものと考えられる。
よって，ｃｆ－１断層は，後期更新世以降の活動はなく，将来活動する可能性のある断層等ではない。
(4)ｓＦ断層系並びにＥ－２９及びＥ－３０についてｓＦ断層系も，後期更新世以降の活動はなく，将来活動する可能性のある断層等ではない。
Ｅ－２９及びＥ－３３は，節理であり，面に平行な変位のある断層とは異なる。また，原子炉建屋等の重要な安全機能を有する施設が設置される地盤に分布するものではないので，これらの安全機能に重大な影響を与えることはない。
(5)第四系中の変状について
本件敷地には，第四系（約２５８万年前以降の地質）中に不明瞭な不連続面あるいは堆積構造の微小な変位，変形が認められる箇所がある。原告らは，第四系中に変状があることを根拠に，シームが断層である，後期更新世以降の活動がある，などと主張するが，この変状は，その発生が岩盤の風化が進行した局所に限られ，変位の方向が一定ではなく様々な方向を示すことから，地表付近における岩盤の強風化部＊の局所的膨張によって形成されたものと考えられ，シームとは分けて活動性の評価をすべきものである。また，こうした岩盤の風化が進行した部分は，原子炉建屋等の重要な施設付近では掘削除去されるから，原発の安全性に重大な影響を与えるおそれはない。
（被告国の主張）
前記４（争点４）における被告国の主張(1)と同じ。６争点６（本件敷地及びその周辺の地質，地盤）について
（原告らの主張）
本件敷地の地盤は，敷地北方に貫入岩が入り込み，地下構造の入り組んだ不均質なものとなっている。その上，一般に，堆積岩の中を地震波が伝わる速さ（弾性波速度）は，緻密なほど速く，時間の経過によって堆積岩が緻密になった深部ほど速い構造になるが，本件敷地の地盤は，弾性波速度が上下で不均等な数値となっている。したがって，平成１９年の新潟県中越沖地震や平成２１年の駿河湾地震＊で見られたような地震動の増幅が生じる可能性がある。新潟県中越沖地震で確認されたように，地表から４～６ｋｍより深部の地下構造によって地震動が増幅されることがあるのに，被告電源開発の本件敷地深部の調査は，せいぜい４５０ｍにとどまっており，これまでの調査では地盤構造の把握として不十分である。そして，被告電源開発は地震動を増幅させる構造があることを前提として耐震設計をしていないから，地震動に対する施設の安全機能は不十分である。
（被告電源開発の主張）
(1)被告電源開発が行った調査
被告電源開発は，本件敷地及びその周辺の地質・地質構造を把握するため，以下のとおり詳細な調査を実施した。
ア本件敷地周辺及び近傍
①本件敷地周辺の陸域－文献調査，露頭観察等の地表地質調査②本件敷地周辺の海域－文献調査，海上音波探査，海上ボーリング③本件敷地近傍－文献調査，地表地質踏査，海上音波探査，重力探査④追加で，最新の文献調査，航空レーザ測量による地形測量結果を用いた地形の再判読，海底地形図を用いた地形判読，段丘面の形成時代等を確認するボーリング調査，海成段丘面での地表地質踏査等の地表地質調査，ヘリコプターを用いた重力探査，最新の手法・範囲拡大による海上音波探査を実施している。
イ本件敷地内
①地表地質調査，地表弾性探査，５０～２００ｍ間隔の格子の交点にお
けるボーリング調査，試掘坑調査，トレンチ調査
②原子炉施設設置位置付近での炉心ボーリング調査，試掘坑調査，岩盤
試験，岩石試験
③追加で，空中写真判読，大型バイブレータによる反射法・屈折法地震探査及び重力探査，ボーリング調査，深部ボーリング調査，法面調査，掘削面調査を実施している。
(2)調査結果
別紙１９の１及び２，別紙２０のとおり，原子炉建屋の支持地盤は，易国間層の火山砕屑岩であり，形成年代は新第三紀中新世（約２３００万年前から約５３０万年前まで）であって，形成から相当な年月が経過することによって固結しており，各種試験結果を見ても基礎として十分な安全性を有している。


また，被告電源開発は，前記(1)の各種調査結果を踏まえ，原子炉建屋等の重要な施設の支持地盤が，支持力に対する安全性，すべりに対する安全性，傾斜に対する安全性を有することを確認した。
（被告国の主張）
本件設置許可処分に係る本件安全審査については，以下のとおりである。すなわち，本件安全審査で用いられた「原子力発電所の地質，地盤に関する安全審査の手引き」の内容に不合理な点はない。
また，被告国（安全委員会）は，本件安全審査において，被告電源開発が行った原子炉施設設置地盤の各種調査，岩石試験，岩盤試験等の結果に基づく慣用法，有限要素法による基準地震動Ｓｓに基づく動的解析の結果による支持力，すべり及び沈下の評価結果等を踏まえ，本件原子炉施設の設置地盤が本件原子炉施設に対して十分な支持性能を有する旨判断したものであり，調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落はない。
７争点７（火山対策）について
（原告らの主張）
(1)新規制基準（火山ガイド等）の定め
設置許可基準規則６条１項は，「安全施設は，想定される自然現象（中略）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。」と規定し，同規則の解釈６条の２において，「想定される自然現象」の中に火山の影響も含まれるとされている。そして，規制委員会は，火山の影響を判断するための基準として火山ガイドを定めている。
火山ガイドにおいては，①当該原発の地理的領域＊（半径１６０ｋｍの範囲）内に第四紀＊に活動した火山が存在する場合，「将来の活動可能性が否定できない火山」を抽出し（第四紀のうち完新世＊に活動があった火山は，「将来の活動可能性が否定できない火山」とされ，そうでない火山は，過去の活動を示す階段ダイヤグラムにおいて，火山活動が終息する傾向が顕著であり，最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間より長い等，将来の活動可能性がないと判断できる場合に，将来の活動可能性が否定される。），②将来の活動可能性が否定できない火山が存在する場合，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なければ，当該原発は立地不適となる。③かかる可能性が十分に小さいといえる場合，立地不適とはならないが，既往最大の噴火を考慮しても当該原発に影響を及ぼさないと判断できる火山を除き，火山活動のモニタリング及び火山活動の兆候を把握した場合の対処方針を策定することを要する。また，④将来の活動可能性が否定できない火山が存在する場合は，当該火山による火山事象の影響を評価し，⑤当該原発の火山事象に対する設計対応及び運転対応が妥当といえる場合に，当該原発は火山事象への対応が可能なものと評価される。
しかし，以下のとおり，火山ガイドの内容は不合理であり，仮に火山ガイドの内容自体は不合理とはいえないとしても，被告電源開発による「将来の活動可能性が否定できない火山」の抽出や火山事象の影響評価は，不合理である。
(2)火山ガイドの不合理性
ア将来の活動可能性が否定できない火山の抽出
確立された国際的基準の一つであるＩＡＥＡ安全基準のＳＳＧ－２１＊では，過去１０００万年間に発生した火山についての情報収集が規定されており，この段階ではスクリーニングの対象にならず，次のステージに進むことになる。続いて，過去１万年（完新世）の間に火山活動があれば将来噴火があり得るものとされ，過去１万年以内に活動していない火山についても，過去２００万年間に火山活動があれば，一般に活動可能性があると判断されることになる。活動的でないカルデラも，過去５００万年間に活動していれば，将来の活動可能性を残すものとみなされる。ただ，前期更新世又はより古い時期（約２００万年よりも前）において活動があり，それ以降，明白な減退傾向や休止を示す場合で，火山活動の再開が非常に稀であることが証明される余地があることを残しているが，そうでない限り，１０００万年より若いあらゆる火山が将来の活動可能性があると仮定する必要があるものとされる。
しかし，前記のとおり，火山ガイドは，「原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出」として，第四紀火山から活動可能性のある火山を抽出するものとしており，約２５８万年前より古い火山を最初に評価の対象外としている点で，ＳＳＧ－２１の規定に反する。
また，火山ガイドは，完新世（過去約１万１７００年間）に活動を行っていない火山については，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，個別評価の対象外としており，最後の活動終了からの期間と最大休止期間とを比較して安易に将来の活動可能性を否定できるかのような定めになっていて，実質的に要件を緩和したものにほかならない。この規定によると，例えば，８万年前及び５万年前の２回しか噴火が確認されていない火山は，最大活動休止期間が３万年，最後の活動終了からの期間が５万年であるから，将来の活動可能性がないと判断できることになるが，これは過去２００万年間の噴火記録があれば一般に活動可能性があるとするＩＡＥＡのＳＳＧ－２１と比較して，著しく不合理である。
なお，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全て肯定されると規定されており，前記のとおり過去５００万年の間に活動したカルデラは将来の活動可能性を残すとしたＳＳＧ－２１の基準を反映したものであったのに対し，策定された火山ガイドでは当該規定が削除されている。規制委員会が原子力事業者の便宜のために削除したのではないかと疑わざるを得ない。
イ抽出された火山の個別評価（立地の適否）
火山ガイドにおいては，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」が存在するものの，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，火山活動のモニタリング及び火山活動の兆候を把握した場合の対処方針（原子炉の停止，核燃料の搬出等）を策定した上で，当該原発の設置が許可され得る（前記(1)の③）。
しかし，かかる定めは，当該火山の噴火の時期や規模が相当前の時点で的確に予測できることを前提とするものであるところ，現在の科学的技術的知見をもってしても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るから，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火山ガイドの定めは，不合理である。
少なくとも，過去に設計対応不可能な火山事象が到達したと考えられる原発は，原則，立地不適とすべきであり，この原則に対する例外が認められる場合とは，科学技術水準の発達等により，当該原発の運用期間中に設計対応不可能な火山事象が到達する可能性のないことが，客観的な根拠をもって明確に示された場合等の極めて限定的な場合に限られるというべきである。
ウ火山事象の影響評価－火山灰のリスク評価


火山灰の影響評価について，イギリスの原子力安全の専門家であるジョン・ラージ氏のレポートにおいて指摘されるように（別紙２１），米国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は，降灰確率，風向き，火山灰の密度等広範かつ詳細なパラメータが設定されているが，火山ガイドには，その多くについて具体的な定めがなく，規制委員会による川内原発＊の安全審査においても検討された形跡がない。川内原発の火山灰のリスク評価やその対策が国際基準を大きく下回っていることは明らかであり，同じ火山ガイドに従って審査が行われる以上，本件原発の火山灰リスクに対する評価のみが国際基準に合致するとは考えられない。
(3)被告電源開発による火山の抽出及び影響評価等の不合理性
ア将来の活動可能性が否定できない火山の抽出
(ｱ)洞爺カルデラ
被告電源開発は，洞爺カルデラ（別紙２２の番号２７）について，約１１万年前に１回活動したのみであるとして，将来の活動可能性を否定する。
しかし，洞爺カルデラの周辺に存在する洞爺中島（別紙２２の番号３１，約４万５０００年前に活動）や有珠山（別紙２２の番号３８，１万から２万年前以降活動，平成１２年に噴火）の活動が，たとえ洞爺カルデラの後カルデラ活動の一部であったとしても，洞爺カルデラの火山活動であることには変わりがなく，将来の活動可能性の判断において考慮される「最後の活動終了からの期間」は，これらの火山活動を含めるべきである。現に，洞爺カルデラの周辺に原子力関係の施設を設置する事業者は，例外なく，これらの火山の活動を一体のものとして評価している。
そうすると，洞爺カルデラは，有珠山の活動履歴から，完新世に活動を行っている火山とみるべきであり，将来の活動可能性を否定できない。また，仮に有珠山等の活動履歴を考慮せず，洞爺カルデラ単体の活動可能性を検討するとしても，１回しか活動していない火山について最大休止期間をゼロとして扱い，最後の活動終了からの期間が最大休止期間よりも長い場合に該当するとして将来の活動可能性を否定する考え方は，極端な例を挙げれば１年前に１回だけ噴火した火山であっても活動が終息傾向にあるということになってしまい，余りにも不合理である。この点を措くとしても，洞爺カルデラの最後の活動終了からの期間である約１１万年間は，火山の平均的な活動休止期間の範囲内であり，洞爺カルデラの活動が開始したとする１４万年前からみても，一つの火山の平均寿命より大幅に短い期間しか経過していないのであるから，現在の洞爺カルデラは，一般的な活動休止期間に当たっているだけだと判断するのが自然である。
(ｲ)銭亀
銭亀（別紙２２の番号６４，本件原発の北方約２６ｋｍ，函館市沿岸の海底に存在するカルデラ）は，約４万５０００万年前から約３万３０００万年前までの間に１回だけＶＥＩ＝６クラスの大規模な噴火をした火山である。１回しか活動していない火山には，活動期間内の最大休止期間が存在しない。しかし，火山学におけるタイムスケールからすればごく最近の活動であり，火山活動が終息する傾向が顕著であるなどとは到底評価できない。したがって，銭亀を将来の活動可能性がないと評価することは不合理である。
銭亀が過去１回の活動と同規模の活動をすると想定した場合，噴出した火砕物密度流が本件原発に到達する可能性が十分にあり，この場合は，火山ガイドでも設計対応不可能とされているから，立地不適となる。イ抽出された火山の火山活動に関する個別評価（立地不適）被告電源開発は，本件原発から半径１６０ｋｍの地理的領域内にある９３の第四紀火山（別紙２２）のうち，将来の活動可能性を否定できない火山として抽出した３５の火山（別紙２３）について，既往最大規模の噴火を考慮しても，本件原発の供用中に設計対応が不可能な火山事象が本件敷地に到達する可能性は十分小さい，としている。しかし，このうち陸奥燧岳（むつひうちだけ，別紙２２及び２３の番号７０），恐山（同番号７３），恵山（同番号６２），北海道駒ヶ岳（同番号５４）は，本件原発に影響を及ぼし得る火山というべきであり，本件敷地が立地として不適であることは明らかである。
ウ降下火砕物の影響評価
(ｱ)最大層厚の想定
被告電源開発は，降下火砕物の層厚を既往最大の３０ｃｍと想定しているが，想定に当たっては，文献調査や敷地の堆積物調査等では足りず，数値シミュレーションの実施は義務的とすべきである。ＩＡＥＡ安全基準のＳＳＧ－２１でもシミュレーションの実施が強く推奨されている。銭亀，恐山，倶多楽（くったら）・登別火山群（別紙２２及び２３の番号４１）の各火山において，過去の噴火と同規模の活動があった場合，風向次第では想定を大きく上回る降下火砕物が本件原発に堆積する可能性がある。しかし，被告電源開発は，本件敷地及びその近傍に分布する銭亀女那川火山灰は検討しているが（ただし，過去にたまたま本件敷地への降下火砕物が少なかったというだけで，影響は小さいと評価している。），恐山や倶多楽を起源とする降下火砕物については一切考慮していない。
このように，被告電源開発による最大層厚の評価は，数値シミュレーションを実施していない点，また，風向・風力のばらつきを考慮すると本件原発に１００ｃｍを超える降下火砕物が積もる可能性すらあり，これを一切考慮していない点において，極めて重大な過誤，欠落がある。
(ｲ)大気中濃度計算の評価等
降下火砕物は，大気中濃度が大きいほど，換気空調系統のフィルタの目詰まり，非常用ディーゼル発電機の損傷等を起こしやすい。被告電源開発は，他の原発の事業者と同様，アイスランド南部のエイヤヒャトラ氷河の噴火（２０１０年）の際にヘイマランド地区で観測された数値である３．２４ｍｇ／㎥を想定しているが，米国のセントヘレンズ山の噴火（１９８０年）の際に約１３５ｋｍ離れたヤキマ地区で３３．４ｍｇ／㎥の火山灰濃度が観測されたことから，平成２８年１０月，規制委員会は，電力各社に対し，従来の約１０倍の濃度の火山灰を想定して対策を立てるよう求めるに至っており，本件原発においても１０倍以上の過小評価がある。
のみならず，規制委員会の検討会においても，前記のヤキマ地区の観測結果が「採取器がこのような高濃度に対応できる設計ではなかったので，実際はより高い濃度であった可能性も否定できない」ことが明言されていること，当該観測の際の火山灰層厚は５～９ｍｍにすぎず，本件原発において想定される３０ｃｍの降灰が生じた際には，３３．４ｍｇ／㎥よりはるかに高い火山灰濃度となる可能性があることからすると，火山灰濃度の想定は３３．４ｍｇ／㎥でも不十分である。仮に，大気中濃度１０倍を考慮すると，非常用ディーゼル発電機の吸気フィルタ交換に要する時間には全く余裕がなくなり，目詰まりを起こして機能喪失するおそれがある。


(4)本件設置許可処分の不合理性
被告国は，平成２０年の本件設置許可処分当時，火山による原発の安全性への影響に関する基準を定めていなかった。安全審査基準を欠いたままなされた本件設置許可処分は違法である。
（被告国の主張）
(1)火山ガイドの合理性
アＳＳＧ－２１の位置付け
ＩＡＥＡの安全基準は，施設と活動に関して各国の規制における参考として，加盟国で使用されることができるものとされており，加盟国を法的に拘束するものではなく，各加盟国がそれぞれの実情等に照らして規制基準を定めることは否定されない。
他方，火山ガイドは，規制委員会の規制基準に関連する内規にとどまり，審査官が火山の影響評価の妥当性を判断する際の参考とするものにすぎず，審査に当たって審査官を拘束するものではない。
したがって，そもそも火山ガイドがＳＳＧ－２１に反することを理由に審査基準が不合理といえるものではないが，この点を措いても，以下のとおり，火山ガイドの内容はＳＳＧ－２１と整合している。
イ将来の活動可能性を否定できない火山の抽出
(ｱ)過去１０００万年前まで遡って火山を抽出していない点原告らは，ＳＳＧ－２１においては地理的領域内において過去１０００万年の間に発生した火山活動についての情報収集が規定されているのに対し，火山ガイドにおいては，２５８万年前より古い火山を評価の対象外としており，ＳＳＧ－２１の規定に反すると主張する。しかし，我が国においては，２５８万年間の休止期間を経た後に火山活動を再開させた火山は存在せず，個々の火山活動において，同一マグマ供給系の火山活動期間は，数十万年から１００万年程度と考えられている。そこで，２５８万年（第四紀）を基準に火山を抽出すれば，現在評価すべき火山を包含できるものといえる。
ＳＳＧ－２１が１０００万年前までの火山活動を抽出しているのは，ＩＡＥＡ安全基準の安全指針（No.ＮＳ－Ｇ－３．１）において，放射線学的影響の可能性を有する事象の年発生確率の限界値が一部の加盟国において１０－７（１０００万年に１回）とされていることによるものであり，確率論的評価手法に基づくものである。この１０００万年という数値（前記の確率論的評価手法による数値）を，検討対象とすべき火山の抽出方法として採用する根拠は明らかではなく，また，ＳＳＧ－２１の規定も，決定論的手法を不合理であるなどとして排除するものではない。
(ｲ)将来の活動可能性の評価方法
原告らは，火山ガイドにおいては，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，個別評価の対象外としており，火山活動が終息する傾向が顕著であるか否かの具体的基準が明らかではなく，ＳＳＧ－２１より緩やかに火山活動の終息が認められかねず，不合理であるなどと主張する。しかし，ＳＳＧ－２１は，過去１０００万年までの間に活動が認められる火山について，まず，現在又は過去１万年間，すなわち完新世の火山活動が認められれば，次の評価段階に移行すべきとしており，火山ガイドの規定と符合する。
また，ＳＳＧ－２１は，決定論的手法として，「例えば，類似した火山を調査して，噴火活動が発現した後で次の発現が起こるまでの時間経過の最大期間を判別し，この活動の空白期間を閾（しきい）値として使用することができる」，「火山系の時間と量の関係，若しくは岩石学的傾向を引き合いに出せる可能性がある。例えば，時間と量の関係は，更新世初期若しくはそれより古い期間における火山活動の明確な衰弱傾向や明白な休止を示す場合がある。こうした状況では，新たな火山活動の可能性が極めて低いと言うことができる。これらの基準に基づいた解決が達成されない場合，将来の噴火は，１０Ｍａ（１０００万年）より若い火山に対して可能性があると単純に仮定するのがよい。」としているところ，これらは「例えば」とされていることからも明らかなとおり，例示にすぎず，決定論的手法により「新たな火山活動の可能性が極めて低い」といえない場合に，次の評価段階に移行すべきとしたものである。火山ガイドも，「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無いと判断できる場合」にのみ，当該火山を評価対象外とし，「それ以外の火山は，将来の火山活動可能性が否定できない火山」として個別評価に移行するものとしているから，決定論的手法により「将来の火山活動可能性が否定できない」場合に個別評価に移行するものを示したものであって，何らＳＳＧ－２１と異なるものではない。
なお，原告らは，例えば８万年前及び５万年前の２回しか噴火が確認されていない火山は，最大活動休止期間が３万年，最後の活動終了からの期間が５万年であるから，将来の活動可能性がないと判断できることになるなどと主張するが，そもそも原告らが例示するような火山活動を歩む火山があるのか疑問であるし，「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」ことはメルクマールの一つにすぎず，「将来の火山活動可能性が否定」できるか否かは「火山活動が終息する傾向が顕著」であることも含めて評価すべきものであるから，原告らの前記主張は失当である。
(ｳ)ＶＥＩ＝６以上の大規模噴火を起こした第四紀火山について，一律に
将来の活動可能性を認めていない点
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（噴出量が１０ｋｍ３以上）を起こした第四紀火山は将来の活動可能性が全て肯定されるとされていたのに対し，策定された火山ガイドでは当該規定が削除されていることを指摘して，原子力事業者の便宜のためにこれを削除したものではないかと疑わざるを得ないなどと主張する。しかし，当該規定に対しては，パブリックコメントにおいて，「ＳＳＧ－２１では火山系の時間と量の関係等から，新たな火山活動の可能性が極めて低いということができるとしている。それにもかかわらず，過去に１０ｋｍ３以上の大規模噴火が発生したことのみをもって『将来の活動可能性が否定できない火山』とすることは，矛盾する」などの意見が述べられたため，改めて検討を行い，過去に１０ｋｍ３以上の噴火を起こした火山であっても将来の噴火の可能性が乏しい火山が存在することは火山学的に明らかであることを踏まえ，削除することとしたものであり，原告らの前記主張は失当である。
ウ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一律に立
地不適としていない点


原告らは，現在の科学的技術的知見をもってしても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るから，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火山ガイドの定めは不合理であるなどと主張する。しかし，運用期間中の火山の活動可能性や設計対応不可能な火山事象の到達可能性が十分小さいと認められる場合に立地不適としないとする評価方法は，ＳＳＧ－２１においても採用されている国際水準に合致した評価方法である。
すなわち，ＳＳＧ－２１は，「サイト領域における将来の火山活動の可能性が特定された場合，若しくはこの可能性を排除できない場合は，危険な現象がサイトに影響を与える可能性について解析するのがよい。（中略）場合により，これらの現象がサイトに到達する可能性がごくわずかであるならば，特定の危険な現象を更なる検討から選別排除することができる。」としており，サイト選定段階における排除条件に該当すれば，それだけで立地不適とまではしておらず，全ての火山事象について，サイトに到達する可能性がごくわずかであれば，特定の危険な現象を更なる検討から選別排除することができるとしている。このように，ＳＳＧ－２１も火山ガイドも，設計対応が不可能な火山事象に対し，その到達可能性を評価することができることを前提として，その可能性を評価することとしており，この点において両者は整合している。
エ火山事象の影響評価
原告らは，ジョン・ラージ氏のレポート（別紙２１参照）を根拠に，火山ガイドの降下火山灰対策が，米国ＮＲＣが通常設定するパラメータやＳＳＧ－２１と比較して劣っているなどと主張する。
しかし，そもそもジョン・ラージ氏が，具体的にいかなる法規や条文を指して，「ＮＲＣが通常使用する標準的なパラメータ」，「原発の立地審査に関しＩＡＥＡが勧告する内容」であるとしているのか明らかでない。ＮＲＣの規則である１０ＣＦＲには，火山事象の影響評価を求める条項は見当たらない。
ＳＳＧ－２１においても，ジョン・ラージ氏が指摘するパラメータのうち，「発電所における予想される最大の降灰の厚さ」以外のものは明記されていない。そして，前記「発電所における予想される最大の降灰の厚さ」について，ＳＳＧ－２１は「サイトにおける火山灰降下堆積物に対する最大想定厚の閾値を設定するのがよい。例えば，類似する火山の噴火からの実際の堆積物を用いて，可能性のある火山に対するサイトの堆積物の最大厚を定義することができる。」としているところ，火山ガイドも「降下火砕物に関しては，（中略）原子力発電所の敷地及びその周辺調査から求められる単位面積あたりの質量と同等の火砕物が降下するものとする。」としており，両者は特段，矛盾抵触するものではない。
(2)本件設置許可処分について
ア審査基準について
本件設置許可処分当時の安全設計審査指針（指針２）において，「安全機能を有する構築物，系統及び機器は，地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること。重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器は，予想される自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件，又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること。」とされ，火山はこの「自然現象」に含まれるから，本件設置許可処分に係る安全審査において，火山も考慮の対象とされていた。
イ調査審議について
原子炉安全専門審査会は，本件敷地周辺の火山について，今後大規模な噴火を起こす可能性が非常に小さく，又は火山活動をしたとしても，本件敷地に与える影響は小さいと考えられるとする本件設置許可申請における検討事項は，いずれも本件原子炉の敷地周辺の実体を踏まえた適切なものであり，必要な範囲における従前の火山活動の検証等を行うなど必要な検討過程を経た結果のものであるとして妥当なものと判断したが，この調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落はない。
（被告電源開発の主張）
(1)火山ガイドの合理性等
以下に補足するほか，被告国の主張に同じ。
ア火山ガイドは，原子炉施設等基準検討チーム及び「火山に関する規制基準検討会」において専門家からの意見聴取を行い，その意見を踏まえた上で策定されており，ＳＳＧ－２１とも概ね良好に整合する。イ日本列島の火山は，プレートが沈み込んでいるところ（海溝）に分布する火山に当たるので，その寿命は一般に数十万年程度と言われている。また，日本列島の基本的な骨組みができたのは鮮新世（約５３３万年前～約２５８万年前）の頃であるため，それ以前に活動した火山は既に寿命を終えているのみならず，日本列島の形成に伴ってその地理的場所が移動し，多くの場合，火山の山体自体が浸食により消失するなどしているため，そのような火山があった位置を現時点で確認することはできない。火山ガイドは，以上のような日本列島の火山に係る専門技術的知見に基づき，将来活動の可能性を否定できない火山の抽出を定めたものであり，合理性を有している。
ウなお，日本においては，各電力会社が原発を設置するに当たり火山の影響評価のために参考にする技術的な指針として，一般社団法人日本電気協会が平成２１年にＪＥＡＧ４６２５＊を制定しているところ（平成２６年及び平成２７年に改定された。），これには，ＳＳＧ－２１の制定に関与した火山の専門家である中田節也教授も関わっている。そして，ＪＥＡＧ４６２５は，火山ガイドと並んで，ＳＳＧ－２１の内容とよく整合している。
(2)将来の活動可能性が否定できない火山の抽出
被告電源開発は，本件敷地を中心とする半径１６０ｋｍの範囲内の全ての第四紀火山を検討対象と設定し，文献調査，地形・地質調査及び火山学的調査を行い，別紙２２のとおり，９３の第四紀火山を抽出した。そして，それらの活動期間等により，別紙２３のとおり，将来の活動可能性を否定できない３５の火山（うち完新世に活動を行った火山は１４，完新世に活動を行っていないが将来の活動可能性を否定できない火山は２１）を抽出した。この考え方は，ＪＥＡＧ４６２５や火山ガイド，ＳＳＧ－２１の考え方と整合的である。
なお，被告電源開発は，洞爺カルデラ及び銭亀について，将来の活動可能性を否定する評価を行っているが，補足して説明すると以下のとおりである。
ア洞爺カルデラ
洞爺カルデラの火山活動は，約１１万年前の１回のみでそれ以降の活動は認められず，最後の活動からの経過期間が活動期間内の最大休止期間よりも短い場合に当たらない。よって，被告電源開発は，洞爺カルデラが再び噴火することはないと評価した。なお，洞爺カルデラは気象庁の定義によっても活火山とはされておらず，地元自治体である洞爺湖町も火山災害対策計画を定めていない。


ただし，降下火砕物については将来の活動性を否定した火山も含め噴出源にかかわらず検討対象としており，本件敷地及びその近傍に分布する洞爺火山灰についても検討している。
また，洞爺カルデラとその後カルデラ火山である洞爺中島及び有珠山とは，別の火山と見ることが一般的である。仮に一体として見て，将来の活動可能性が否定できない火山として扱うとしても，想定される運用期間中の噴火規模は有珠山相当と考えられ，洞爺カルデラのカルデラ噴火と同規模の噴火が想定されているわけではないから，この点に関する原告らの指摘は本質的なものではない。
イ銭亀
銭亀の火山活動は，約５万年前の１回限りであり（文献調査に加え，銭亀火山起源の軽石流堆積物の年代測定を行って確認している。），それ以降の活動は認められず，火山活動の兆候も見られず，火山活動が終息する傾向が顕著であると考えられる。そして，最後の活動からの経過期間が活動期間内の最大休止期間よりも短い場合に当たらない。そのため，被告電源開発は，銭亀が再び噴火することはないと評価した。なお，銭亀は気象庁の定義によっても活火山とはされておらず，函館市も火山災害対策計画を定めていない。
また，被告電源開発が行った多数の調査の結果，約５万年前の銭亀の火山噴火の際に，本州大間側に火砕物密度流が到達していないことが確認されていることから，仮に銭亀が再び過去最大規模の噴火をしたとしても，本件敷地に火砕物密度流は到達しない。
被告電源開発は，念のため，銭亀が既往最大規模の陥没が起こった場合を想定し，それによる津波の影響を詳細に検討しているが，その結果，本件敷地における水位変動は小さいことを確認している。
(3)抽出された火山の火山活動に関する個別評価
被告電源開発は，抽出した将来の活動可能性を否定できない３５の火山について，本件原発の運用期間中に設計対応が不可能な火山事象が本件敷地に到達する可能性について評価し，いずれも，過去に設計対応が不可能な火山事象は本件敷地に達しておらず，本件敷地との位置関係，地形等から，既往最大規模の噴火を考慮しても，本件原発の運用期間中に設計対応の不可能な火山事象が本件敷地に到達する可能性は十分小さいと評価した。なお，恵山と恐山について補足すると，次のとおりである。
ア恵山
恵山起源とされる溶岩，火砕流堆積物等は，津軽海峡を挟んだ下北半島西部には分布せず，降下火砕物の広域的な分布も確認されていないから，本件原発の運用期間中に設計対応の不可能な火山事象が本件敷地に到達する可能性は十分小さい。
なお，恵山火山には急峻な溶岩ドームがあり，その山体は海岸近くに位置することから，山体崩壊が発生すれば，岩屑なだれが海域に達して津波が発生する可能性がある。そこで，被告電源開発は，恵山における火山現象に起因する津波の検討について，既往最大の約２万年前の山体崩壊量を超える０．０７５ｋｍ３が海へ流入することを想定して評価した。これは，Miura，etal.（２０１３）＊による約８７００年前の噴火による火砕流の見かけの量が，仮に全量海に流入した場合を上回る。また，被告電源開発は，斜面の設定や流れ込む方向の違い等も検討した。
イ恐山
恐山起源の溶岩，火砕流堆積物等の分布は，本件敷地に達しておらず，降下火砕物の広域的な分布は確認されていない。また，恐山と本件敷地との間には，標高７８１ｍの陸奥燧岳や標高５００～６００ｍ級の山々からなる下北山地がある。よって，本件原発の運用期間中に設計対応の不可能な火山事象が本件敷地に到達する可能性は十分小さい。
(4)降下火砕物（火山灰）の影響評価
被告電源開発は，将来の活動可能性を否定できない３５の火山について，本件原発の運用期間中における活動可能性と規模を考慮し，降下火砕物，火山性土石流，噴石，火山性ガス等の火山事象の影響を検討し，本件原発の安全性に影響を与える可能性のある火山事象として，降下火砕物（火山灰）を抽出した。また，降下火砕物については，噴出源にかかわらず，本件敷地及びその近傍において確認されたものを検討対象とした。降下火砕物について補足すると，次のとおりである。
ア被告電源開発は，本件敷地及びその近傍において詳細な調査を実施し，更新世以降に最も厚い層厚を有する降下火砕物が洞爺火山灰であり，その層厚が最大３０ｃｍ程度であることを確認した。そこで，本件原発の設計上考慮する火山灰の厚さは，最大３０ｃｍと想定している。なお，洞爺カルデラは，現在は後カルデラ活動ステージであり，カルデラ噴火ステージではないので，本来，洞爺カルデラ噴火による洞爺火山灰を設計上考慮対象にする必要はない。しかし，本件敷地及びその近傍において，洞爺火山灰のほかに考慮対象としてふさわしい降下火山灰がないため，洞爺火山灰の厚さを設計上考慮する火山灰厚さとすることとしたという経緯がある。そのため，洞爺カルデラのカルデラ噴火自体を想定する必要はなく，洞爺カルデラのカルデラ噴火を想定した数値シミュレーションを実施する必要はないことになる。
イ前記のとおり，火山灰の層厚設定は，本件敷地内における第四紀の降灰実績に基づき十分保守的に実施しており，また，火山ガイド上，降下火砕物の数値シミュレーションは必須とされていないが，被告電源開発は，念のため，今後，数値シミュレーションを実施する予定である。
(5)降下火砕物に対する設計・運転対応
ア基本方針
被告電源開発は，降下火砕物（火山灰）に対して，火山灰が本件原発に達したとしても，安全上重要な機能を有する施設及びこれらの施設の機能の達成に必要となる施設について，火山灰による直接的影響に対して機能を損なわないよう，必要な対策を講じることとしている。また，火山灰により本件原発外で生じる可能性のある長期間の外部電源喪失及び交通の途絶といった間接的影響に対しても，安全上重要な機能を有する施設について，必要な対策を講じることとしている。なお，これらの対策を具体的に検討するに当たり，ＪＥＡＧ４６２５を用いている。
イ非常用ディーゼル発電機について
火山灰を含む空気の流路のうち，屋内の空気を機器内に取り込む機構を有する施設であって，安全上重要な機能を有するものとして，非常用ディーゼル発電機が挙げられるが，被告電源開発は，非常用ディーゼル発電機に対して，閉塞，摩耗及び腐食に係る対策を講じることとしており，このうち閉塞に対する設計上の考慮は，以下のとおりである。
(ｱ)対策の概要
非常用ディーゼル発電機（別紙２４参照）は，換気空調設備の外気取入口を地上方向（下向き）に向けることにより火山灰が外気取入口に進入しにくい構造とし，地面に堆積した火山灰の吸い込みを防ぐため地上から約１０ｍ離れた高い位置に設けることとする。換気空調設備には袋形中性能フィルタを設置することにより，火山灰を除去した空気を屋内に取り入れる。フィルタの目詰まりに関しては，交換が容易な構造とし，交換で対応する。


また，本件原発においては，非常用ディーゼル発電機１基で原子炉及び使用済燃料貯蔵槽の冷却に必要な電力を供給することが可能であるところ，非常用ディーゼル発電機３基をそれぞれ独立した区画に設け分散して設置することとしており，仮に１基のフィルタが閉塞したとしても，他の非常用ディーゼル発電機に切り替え，その間に十分な時間的余裕をもってフィルタ交換を行うことが可能である。
(ｲ)フィルタ交換
非常用ディーゼル発電機１基につき換気空調設備の外気取入口に設置するフィルタは３６個のユニットからなり，そのフィルタ交換はユニットごとに行うものである。１ユニットのフィルタは，取付枠を含んだ重さで約６ｋｇ，実際に交換するフィルタそのものの重さは３ｋｇで，寸法は高さ及び幅が約６０ｃｍ，奥行きが約１００ｃｍであるため，交換は人力によって容易に行うことができる。交換の手順も単純なもので，交換に要する時間は要員６名で２時間程度と試算される。ここで，十分な時間的余裕をもってフィルタ交換を行うことが可能であることを確認するため，被告電源開発が，火山灰によって３６個のフィルタが閉塞するまでの時間を試算したところ，約３９時間という結果が得られており，約１日半の間はフィルタ交換が不要ということになる。前記の試算には，本件原発に到達する降下火砕物の大気中濃度として，アイスランド共和国のエイヤヒャトラ氷河で２０１０年４月に発生した火山噴火の噴火地点から約４０ｋｍ離れたヘイマランド地区における大気中の降下火砕物濃度の観測地のピーク値（３．２４１ｍｇ／㎥）を用いているが，仮に原告ら主張のように，１９８０年の米国セントヘレンズの噴火の際の観測値を考慮して，降下火砕物の大気中濃度を１０倍として，フィルタ閉塞までの時間が１０倍早くなるとしても，フィルタ交換は十分に可能である。さらに，前記の試算は，前記(ｱ)で述べた火山灰を吸い込みにくい構造とした効果を考慮せず，大気中を降下浮遊する火山灰の粒子が一部地上に降下することを考慮せず大気中濃度のまま全て吸い込まれることを前提としているから，実際には更に時間的余裕があることになる。
なお，フィルタ閉塞の試算及びフィルタの交換頻度等に関しては，現在，規制委員会，他電力会社，電気事業連合会等において，様々な検討がなされているところであり，被告電源開発は，今後も，審査状況と最新の知見を踏まえ，更なる信頼性向上に向けた取組みを行うこととしている。
８争点８（津波対策）について
（原告らの主張）
(1)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こと津波審査ガイドでは，それ以前と比べ，太平洋側の津波想定が厳しくなったが，日本海側の検討対象では，日本海中部地震＊（Ｍｗ７．９）などを挙げるにとどめられている。日本海においては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との「日本海における大規模地震に関する調査検討会」（国土交通省）の指摘もあり，津波審査ガイドをそのまま使用することは，最大限安全側に考えるという基本を無視することになりかねない。
(2)本件原発における津波の高さの想定
ア一般的に，津波は，海底の断層が動くことによって海底が隆起又は沈降し，その上の海水面を上昇又は下降させて発生するが，それ以外にも，海底火山の爆発，海岸付近の火山の山体崩壊，海底地すべり（海底の堆積物が比較的急速に斜面をすべり落ちる現象）の発生によっても生じる。地震発生とともに海底地すべりが発生して津波を増大させることがあることは，もともと知られていたが，東北地方太平洋沖地震において，海溝軸付近でこれまで想定されていなかった大規模な海底地すべりが生じて，巨大な津波を生じさせた。しかるに，本件原発の津波評価において，地震と同時に海底地すべりが発生し，津波を増大させることについて，全く考慮されていない。
また，プレート境界地震＊に伴う津波は，複数の領域におけるプレート活動が連動する可能性を考慮しなければならない。
イ被告電源開発は，日本海東縁での断層すべり量を９．４５ｍ，津波による敷地前面の最大水位をＴ．Ｐ．＊（東京湾平均海面）＋４．４ｍと想定するが，東北地方太平洋沖地震と同程度のすべり量（４０～５０ｍ）を想定すべきである。
また，被告電源開発は，遠地津波の最大のものとして，１９６０年のチリ津波（断層すべり量２４ｍ）を想定するが，わずか５０年前に発生したチリ津波が，３０００万年間同様のプレート運動が起きているこの地域で最大のものといえる根拠はなく，ここでも４０～５０ｍ程度のすべり量は想定すべきである。
そして，複数領域の連動を考えれば，被告電源開発が想定した津波の高さの１０倍程度は最大限想定すべきであり，地震に伴い大規模な海底地すべりが生じれば，本件敷地には更に大きな津波が襲う。
(3)引き波による本件原発への影響
津波によって生じる施設の損傷は，押し波（陸地へ押し寄せる波）によるものだけでなく，引き波（沖へ引く波）により海水位が低下し，原子炉補機冷却系の海水取水口からの取水が困難になる場面も想定される。被告電源開発は，津波の引き波による海水位の低下を最大Ｔ．Ｐ．－３．８ｍと想定し，取水口スクリーン前面の敷高がＴ．Ｐ．－４．０ｍであるため，海水位が低下しても取水は可能であるとしているが，その余裕はわずか２０ｃｍしかなく，それ以上水位が低下すると原子炉補機冷却系は機能しなくなり，原子炉の冷却が不可能となる。
（被告国の主張）
(1)津波に係る現在の規制の合理性
ア津波に対する規制
設置許可基準規則は，基準津波＊により施設の安全機能や重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれないよう設計することを要求している（同規則５条，４０条）。そして，そのために，基準津波の策定に当たっては，最新の科学的・技術的知見を踏まえ，かつ，津波の発生要因として地震のほか，地すべり等の地震以外の要因やこれらの組合せによるものを複数選定し，不確かさを考慮して数値解析を実施し，保守的に調査及び評価を行うことを要求しており，策定された基準津波に対しては，多層的な防護措置を講ずることを要求している（設置許可基準規則の解釈別記３）。よって，津波に係る規制は何ら不合理ではない。
イ津波審査ガイドに係る原告ら主張について
そもそも津波審査ガイドは，規制委員会の規制基準に関する内規にすぎず，それ自体が規制基準となるものではなく，審査に当たり審査官等を拘束するものではない。
また，津波審査ガイドは，海域の活断層の調査結果に基づいて，将来の活動を否定できない海域の活断層に想定される地殻内地震を対象に津波波源を設定していることを確認することとしており（津波審査ガイドⅠ．３．３．４(1)），その「解説」では，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として，日本海中部地震（Ｍｗ７．９）による津波などの事例を挙げている。しかし，これは飽くまで例示にすぎず，これらのみを検討すれば足りる旨記載したものではない。


なお，国土交通省に設置された「日本海における大規模地震に関する調査検討会」は，確かに，平成２５年１月当時，日本海において，今後発生が想定される地震につき十分な検証ができているとはいえない状況であったことを前提に設置されたものであるが，同月から平成２６年８月まで合計８回開催され，同年９月には詳細な検討結果の報告がされている。そして，同報告において，前記検討会において検討された日本海側の津波断層モデルにおける最大Ｍｗは７．９であったとされている。したがって，現在においては，原告らが主張するような，「今後発生が予想される地震規模について十分な検証ができているとはいえない状況」にはないというべきである。
(2)本件設置許可処分について
ア本件設置許可処分当時の津波の設計上の考慮については，安全設計審査指針（指針２）において，「安全機能を有する構築物，系統及び機器は，地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること。重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器は，予想される自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件，又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること。」とされていた。また，新耐震設計審査指針において，地震随伴事象に対する考慮として，「施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があると想定することが適切な津波によっても，施設の安全機能が重大な影響を受けるおそれがないこと。」とされていた。
本件安全審査に用いられたこれらの各指針の内容に不合理な点はない。イまた，被告国（安全委員会）は，これらの指針に基づき，被告電源開発が津波について検討した事項及びその内容が，本件原子炉の敷地周辺の実体を踏まえた適切なものであり，既往の地震や津波の規模の検証等を行うなど必要な検討過程を経た結果のものであるとして妥当なものと判断したものであり，調査審議の過程及び判断には，当時の科学技術水準に照らし，看過し難い過誤，欠落はない。
（被告電源開発の主張）
(1)津波の想定
ア被告電源開発は，既往津波の文献調査や津波堆積物調査を実施し，本件敷地を含む津軽海峡沿岸に最も影響を及ぼしたと考えられる既往津波として，日本海東縁部，三陸沖から根室沖，チリ沖にそれぞれ想定される地震に伴う津波を抽出し，これらについて，波源モデルを設定し，数値シミュレーションにより，本件敷地における津波の水位変動を検討した。このうち，日本海東縁部に想定される地震に伴う津波については，青森県西方沖，その北方の地震空白域とされる海域及び北海道南西沖の三つの領域が連動するものとして基準波源モデルを設定した。また，三陸沖から根室沖に想定される地震は，東北地方太平洋沖地震を考慮し，Ｍｗ９．０の基準波源モデルを設定した。その結果，日本海東縁部に想定される地震に伴う津波が，水位変動に最も大きく影響を与えるケースとなった。このほか，海域活断層に想定される地震に伴う津波，陸上の斜面崩壊及び海底地すべりに起因する津波，火山現象に起因する津波をそれぞれ検討し，さらに，津波発生要因の組合せとして，日本海東縁部に想定される地震に伴う津波と陸上の斜面崩壊に起因する津波とを組み合わせた検討を行った。
以上の検討の結果，本件敷地における水位変動に最も大きな影響を与える津波は，日本海東縁部に想定される地震に伴う津波であることから，これを基準津波として選定した。
イこの基準津波による本件敷地における最高水位はＴ．Ｐ．＋６．３ｍ，取水口スクリーン室前面における最低水位はＴ．Ｐ．－４．１ｍと推定され，これらの年超過確率はいずれも１０－４～１０－５程度である。
(2)本件原発の耐津波安全性及び設計上の考慮
前記(1)の基準津波の本件敷地における最高水位はＴ．Ｐ．＋６．３ｍであるのに対し，本件敷地における原子炉建屋等の重要な施設の設置高さはＴ．Ｐ．＋１２．０ｍであるため，津波の遡上波が地上部から到達することはない。ただし，タービン建屋内の海水ポンプ室床部に浸水防止蓋を設置し，タービン建屋内に水密扉を設置する等の対策を講ずる。他方，引き波による水位低下については，基準津波による取水口スクリーン室前面における最低水位Ｔ．Ｐ．－４．１ｍ程度は，取水口スクリーン室前面の敷高（Ｔ．Ｐ．約－４．１ｍ）を一時的に下回る可能性がある。しかし，取水路等に原子炉補機冷却海水ポンプの取水に必要な海水量を十分に確保できる設計とし，これにより原子炉補機冷却系の海水冷却機能に必要な取水は確保される。
また，基準津波により本件敷地付近の海底の砂が移動した場合の影響について，数値シミュレーションによる検討を行った結果，取水口スクリーン室への流入部付近における砂の堆積厚さは最大でも０．０３ｍ程度であり，これにより取水口，取水路及び取水ピットの通水性に支障を生じることはない。さらに，津波の襲来状況等を把握するため，津波監視カメラ及び取水ピット水位計を設置する。
これらの対策を講ずることから，津波により本件原発の安全性が損なわれることは考えられないが，念のための措置として，本件原発の主要な建物の外周の必要な箇所にＴ．Ｐ．＋１５ｍ（Ｔ．Ｐ．＋１２．０ｍの敷地からの高さ３ｍ）の防潮壁を設置するなどの対策を講ずることとしている。
９争点９（立地審査指針適合性）について
（原告らの主張）
原告Ｂの居宅の所在地は，本件原発の炉心との距離がわずか３００ｍ程度にすぎず，「原子炉の周囲は，原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であること。」とする立地審査指針に反している。
（被告電源開発の主張）
(1)本件安全審査では，①立地審査指針において非居住区域及び低人口地帯であるべき範囲が，いずれも周辺監視区域の内側に包含されること，②本件敷地が人口密集地帯から離れていることが確認され，立地審査指針に適合していることが確認されている。
原告らが主張する原告Ｂの居宅（以下「原告Ｂの居宅」という。）とは，ａ町大字ｂ字ｃ番の土地（以下「ｃ番の土地」という。）に設置されたログハウス風の建物であると推察されるところ，ｃ番の土地は，別紙４の２のとおり，周辺監視区域境界の外側にあることから，非居住区域及び低人口地帯のいずれの範囲にも該当しない。
(2)立地審査指針では，一定の条件を想定して解析評価した公衆の受ける線量が一定の基準以下になる距離までの範囲について，非居住区域であるべき範囲，低人口地帯であるべき範囲の各条件を満たすことの確認を求めているが，発電所の敷地境界周辺において人が居住しないようにすることを要求していない。


(3)ｃ番の土地は，実質的に放置されて荒地化していた土地であった。被告電源開発は，同土地の所有者であって原告Ｂの母であるＣに対し，昭和５８年以降，本件原発の建設計画への協力要請をし，平成２年７月以降，用地取得交渉をしていた。同人は，ｃ番の土地から直線距離で約１．５ｋｍ離れた住宅地のａ町大字ｄ字ｅ番地ｆに自宅を置いていたが，平成１７年８月，ｃ番の土地に建物（原告Ｂの居宅）を造り，冬季以外に利用できるようにしていた。
原告Ｂは，Ｃが平成１８年５月に死亡した後，ｃ番の土地の所有権移転登記手続を経ないまま，原告Ｂ居宅を存置しているが，原告Ｂについても，同所に住民票上の住所を置いていた事実は見当たらない。以上のとおり，Ｃ及び原告Ｂが本件原発の建設計画以前からｃ番の土地上の建物を居宅としていた事実はない。
(被告国の主張)
(1)前記２（争点２）の（被告国の主張）(7)のとおり，旧原子炉等規制法の下において，立地審査指針は，まず，事故時に公衆の安全を確保するために必要な原則的立地条件を定め，これを踏まえて達成すべき基本的目標を設定した上，次の３条件が満たされていることを確認すべきものとしている。①原子炉の周囲は，原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であること。②原子炉からある距離の範囲内であって，非居住区域の外側の地帯は，低人口地帯であること。
③原子炉敷地は，人口密集地帯からある距離だけ離れていること。被告国（安全委員会）は，安全評価審査指針に基づき選定された「原子炉冷却材喪失」及び「主蒸気管破断」の２事象における被告電源開発の解析・評価によると，周辺監視区域（原子力施設の周辺に設けられた区域であって，当該区域の外側のいかなる場所においても，その場所における線量が規制値〔１年につき実効線量で１ｍＳｖ〕を超えるおそれのない区域であり，その区域内においては，人の居住が禁止され，かつ，業務上立ち入る者以外の立ち入りが制限されるもの）境界外において，（旧）重大事故時の最大線量が前記①にいう「ある距離の範囲」の目安を下回っており，（旧）仮想事故時の最大線量が，前記③にいう「ある距離」の目安をはるかに下回っていることを確認したものであり，調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落はない。
(2)なお，既許可の原子炉施設に立地審査指針を適用した結果，非居住区域及び低人口地帯は，いずれも発電所敷地内に収まっており，（旧）仮想事故の発生を仮想した上で，めやす線量（全身線量の人口積算値は２万人Ｓｖ）を超えるような人口密集地帯に近接した立地地点は，日本国内に存在しなかった。10争点１０（被告電源開発の技術的能力）について
（原告らの主張）
被告電源開発は，原発を１基も所有しておらず，軽水炉運転技術の蓄積は皆無に等しく，原発を安全に設置・運転する技術的能力を著しく欠いている。
（被告電源開発の主張）
被告電源開発は，組織，技術者の確保，経験，品質保証活動，教育・訓練等に関し体制を整え，本件原発の建設・運転を適確に遂行するに足りる技術的能力を有している。このうち，経験の点では次のとおりである。
(1)建設に係る経験
被告電源開発は，原子力機構の原子炉研修部門，日本原電＊の総合研修センター等に技術者を派遣して，原発に関する基礎研修を実施している。また，原子力機構，東京電力，日本原電等に技術者の出向及び派遣を行い，設計及び建設工事に関する実務の習得を行っている。
ＡＢＷＲを採用している柏崎刈羽原発６，７号機，浜岡原発＊５号機，志賀原発２号機の建設工事には，多数の技術者を派遣している。
(2)運転及び保守に係る経験
東北電力＊，東京電力，北陸電力＊，中部電力＊，原子力機構に技術者を出向及び派遣するとともに，株式会社ＢＷＲ運転訓練センターにおける運転訓練を通じ，実務の修得を行っている。
(3)ＭＯＸ燃料及びＭＯＸ炉心に係る経験
ア旧動力炉・核燃料開発事業団（原子力機構に統合）新型転換炉ふげん発電所（昭和５４年本格運転，平成１５年運転停止，平成２０年廃止措置）の設計協力を行った経験を有し，運転協力として技術者を出向させている。イ全炉心にＭＯＸ燃料を装荷する新型転換炉実証炉の設計を実施するとともに，新型転換炉技術確証試験を国から受託し，ＭＯＸ燃料臨界試験，ＭＯＸ燃料集合体照射試験等を実施した経験を有する。
ウ新型転換炉実証炉の建設計画中止，フルＭＯＸ－ＡＢＷＲへの炉型変更決定後は，電力会社からＡＢＷＲの技術移転等を受けるとともに，情報共有を行いつつ設計を実施している。
エＭＯＸ燃料を装荷する原子炉施設として，新型転換炉ふげん発電所建設時の施工監理，高速増殖炉もんじゅ建設に当たり技術者派遣を行った経験を有する。
（被告国の主張）
被告国は，被告電源開発の技術的能力についての調査審議を，技術的能力審査指針に基づき，「組織」，「技術者の確保」，「経験」等の各項目について行い，被告電源開発が，原子炉の設置及び運転を主体的に実施し，ＭＯＸ燃料を使用することは初めての経験となることを踏まえても，前記技術的能力を有することを確認したものであり，この調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落はない。
11争点１１（改良型沸騰水型軽水炉（ＡＢＷＲ）の構造）について
（原告らの主張）
(1)格納容器
従来型ＢＷＲの格納容器が厚さ３～４ｃｍの鋼鉄製で，原子炉建屋とは独立した容器であるのに対し，ＡＢＷＲの格納容器はＲＣＣＶと呼ばれる原子炉建屋と一体となった構造で，コンクリート壁の内側に厚さ５～６ｍｍの鉄板を貼り付けただけの簡易な造りである。格納容器の設計圧力は，従来型ＢＷＲのそれが３．９～４．３気圧であるのに対し，本件原発のそれは３．１気圧にすぎず，大きな爆発衝撃を伴うような事故（核的爆発，水蒸気爆発）が起きれば，破損，破壊を免れない。
(2)インターナルポンプ
ア脱落等の危険性


ＡＢＷＲの圧力容器に内蔵されたインターナルポンプには，地震による振動防止のためのサポートが付属していない上，圧力容器の底部には貫通孔が設けられているため，地震の際にインターナルポンプが脱落する危険性がある。
イインペラ（動翼）部への異物落下の危険性
インターナルポンプのインペラ（動翼）部に異物が落下し，ノズルを破損させ，破損した部品により燃料集合体を損傷させる危険性がある。
ウＥＣＣＳによる炉心冷却失敗のおそれ
インターナルポンプの採用に伴い，非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ）を簡素化する設計となっているため，複数のインターナルポンプが破損，脱落すれば，ＥＣＣＳによる炉心の冷却に失敗するおそれがある。
(3)改良型制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）
アスクラムの際に制御棒を水圧駆動するための水圧制御ユニットが，２本の制御棒で１ユニットを構成しており，１ユニットの故障につき２本の制御棒が挿入されなくなる危険がある。
また，従来型ＢＷＲにおいては，手動操作時は１度に１本の制御棒しか動かせないようインターロックがかかっていたのに対し，ＡＢＷＲにおいては，１度に最大２６本の制御棒を操作できるギャングモードが採用されており，運転操作を誤れば核暴走事故につながる可能性がある。イ従来型ＢＷＲの制御棒には，万が一制御棒が落下した場合に備えて，落下スピードを緩めるために速度リミッタが取り付けられていたが，ＡＢＷＲの制御棒にはこの装置が省かれており，落下スピードが速く，核分裂反応が急速に進むような事故になる可能性がある。
ウ本件設置許可申請時の安全審査における制御棒落下の事故解析で，被告電源開発は，１ユニットの制御棒の緩やかな落下事故を想定しているところ，実際には，志賀原発１号機で３本の制御棒が脱落するトラブルが発生し，柏崎刈羽原発６号機で４本の制御棒が同時に落下するトラブルや，制御棒が駆動装置の中空ピストンから外れるという炉心の自由落下につながりかねないトラブルも発生しており，被告電源開発の解析は事故想定が甘すぎる。
エＡＢＷＲでは，制御棒と制御棒駆動装置との接合装置としてバイオネット・カップリングという外れにくいつなぎを採用していることが長所であると宣伝されている。しかし，平成２０年６月に柏崎刈羽原発６号機で結合不良が発見されたほか，同様の事例が複数発生しており，取付けの確認手段に難があることも分かった。
(4)発電用蒸気タービン
浜岡原発５号機，志賀原発２号機，柏崎刈羽原発６号機・７号機では，発電用蒸気タービンの動翼が破損する事故が起きている。ＡＢＷＲではタービンの大型化によって翼の長さを長くし，ランダム振動（タービン内を通過する蒸気の乱流による振動）の影響を受ける範囲が従来のものより広くなっている。
(5)ロッキングの影響
原子炉建屋の耐震性について，ＡＢＷＲではロッキングと呼ばれる現象により上下動が大きく観測される可能性が高い。
（被告電源開発の主張）
(1)格納容器
格納容器は，鉄筋コンクリート部を厚さ約２ｍの設計とし，耐圧機能を有しており，コンクリートに内張りされた鋼製ライナが漏えい防止機能を持っており，十分な強度を有する。
また，本件原発の格納容器については，想定される中で格納容器にかかる圧力が最も高くなる給水管の瞬時両端破断の解析評価がなされており，その結果，格納容器内の設計圧力を十分下回る圧力であり，格納容器の健全性が確保されることを確認している。
(2)インターナルポンプ
ア脱落等の危険性について
本件原発の圧力容器のインターナルポンプ取付部は，詳細設計において，事故時を含め想定される圧力及び温度等による荷重や地震荷重により，当該部分に生じる応力が材料の許容値を超えないよう設計することとし，定期検査でも健全性を確認することとしているから，地震により複数個のインターナルポンプが破損又は脱落して大口径破断が起こることなどおよそ考えられない。
なお，柏崎刈羽原発７号機の耐震解析において，破損をもたらす基準値を超過する結果が示されたのは，簡易モデル（質点系モデル）による解析であり，より現実に近い評価を得ることができるモデル（有限要素法モデル）による解析結果では，基準値を超過していない。
イインペラ（動翼）部への異物落下の危険性について本件原発では，異物混入防止管理を行うこととしており，これにより，インターナルポンプのノズルを破損するような異物の圧力容器内への混入は，防止される。また，燃料集合体下部の冷却材流入口にはフィルタが設けられ，原告らが主張するような，インターナルポンプの破損部品が燃料集合体内に進入してこれを損傷するという事態の発生は，およそ考えられない。
ウＥＣＣＳの機能・性能について
ＡＢＷＲにおいては，従来のＢＷＲと異なり，インターナルポンプの採用により原子炉冷却材再循環配管が設けられておらず，その破断による大規模な原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）のおそれがない。その分，中小規模のＬＯＣＡへの対応として，非常用炉心冷却系（ＥＣＣＳ）につき３区分全てに高圧系を配置した独立３区分の構成として，特に高圧系を強化している。その設計上の機能及び性能の妥当性は，安全設計評価において確認している。
(3)改良型制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）
アギャングモードにおける誤操作について
本件原発では，異常な引抜きを防ぐよう運転手順を定め，制御棒価値ミニマイザにより引抜き手順を監視することとしている。万が一，誤操作により出力が異常に上昇したとしても，制御棒の引抜きが阻止され，更には原子炉が緊急停止されるようになっている。
イ制御棒落下速度リミッタについて
本件原発で使用する制御棒は，万一落下してもダッシュポット効果（制御棒が万一落下した場合，中空ピストンと一体となったまま落下するが，その際，中空ピストンによって制御棒駆動機構内部から排除される水の抵抗により，制御棒の落下速度が緩和される効果のこと）により大きな抵抗を受け，従来のＢＷＲにおける速度リミッタ付き制御棒の落下速度（０．９５ｍ／ｓ）と比較しても，十分に緩和された落下速度（０．７ｍ／ｓ）に制限される。
ウ他の原発における制御棒の引抜け事象について


(ｱ)志賀原発１号機等の引抜け事象（平成１１年６月）は，制御棒の引抜きを水圧駆動で行う従来型のＢＷＲで発生した事象であり，水圧では制御棒を引き抜けない構造のＡＢＷＲと同一視はできない。(ｲ)柏崎刈羽原発６号機の引抜け事象（平成８年６月）は，ＡＢＷＲの改良型制御棒駆動機構の設計・構造そのものに起因して発生した事象ではない。本件原発では，同事象を踏まえた対策を講じている。エ他の原発における制御棒の結合不良事象について柏崎刈羽原発６号機の結合不良事象が見過ごされた件（平成２０年６月）を踏まえ，本件原発では作業員の人的ミスによる制御棒の結合不良の看過を防止するための対策を講じている。
(4)タービン羽根損傷事象について
本件原発のタービンには，高い減衰効果を持つスナッバ翼を採用する範囲を拡大することとしており，ランダム振動やフラッシュバックによりタービン羽根の付け根部に発生する応力が疲労限度に対し十分な余裕を有することを確認している。また，折損などの異常が生じれば自動的にタービンが停止し原子炉が緊急停止されるよう設計することとしている。
(5)ロッキングの影響について
柏崎刈羽原発６号機及び７号機について，東京電力及び保安院は，ロッキング振動により耐震安全性が損なわれることはないものと判断している。また，本件原発の耐震設計については，基準地震動の水平動及び上下動（鉛直動）のいずれに対しても余裕を有した設計としている。
12争点１２（フルＭＯＸ炉心）について
（原告らの主張）
本件原発は，世界で初めてフルＭＯＸ炉心，すなわち炉心全体にＭＯＸ燃料集合体を装荷しての本格稼働を目的とする原発である。ＭＯＸ燃料は，毒性の強いプルトニウムを多量に使用しており，事故が発生した場合に被害が拡大するおそれがある。
のみならず，ＭＯＸ燃料は，ウラン燃料を使用する場合と比較して，融点・熱伝導度の低下（燃料溶融に対する裕度の減少），ＦＰガス＊放出率の上昇，遅発中性子＊割合の低下，制御棒やホウ素の価値（効き）の減少，燃料ペレットの不均質性（プルトニウム濃度の高いプルトニウム・スポット＊が生じ，局所的な出力上昇のおそれがある。），遅発中性子発生割合の低下（出力急上昇に対する裕度の低下），出力分布の偏り，減幅比の増大（出力振動の振れ幅の増大），ボイド係数＊の負側への増大（ボイド＊の増減による出力の変動が急激になり，原子炉の不安定さが増す。）など，危険な要素が多い。このため，ウラン炉心の原発では深刻な事故にならなかったような異常事態が，ＭＯＸ炉心の原発では深刻な事故に至る可能性がある。
したがって，ＭＯＸ炉心の稼働に当たっては，実験炉，実証炉等の段階を踏んだ試験が必要である。しかし，本件原発では，そのような段階を経ることなく，いきなり商業炉でフルＭＯＸを実施しようとしている。被告電源開発は，段階的に安全性を確認しながらＭＯＸ燃料の装荷割合を増やしていくとしているが，このことは，被告電源開発自身，本件原発をフルＭＯＸとして稼働することによる未知のリスクを危惧していることの証左である。
（被告電源開発の主張）
ウラン燃料のみを装荷した原子炉においても，燃料の使用期間当初はウランの核分裂反応によって発生するエネルギーを利用するが，燃焼が進むにつれウラン２３８等からプルトニウムが生成され，プルトニウムによる発電比率が上がっていき，燃料使用期間末期にはプルトニウムによる発電比率が約７０％となる。これに対し，ＭＯＸ燃料を使用した原子炉におけるプルトニウムによる発電比率は，燃料の使用開始当初から使用期間末期まで，概ね一貫して約８０％である。すなわち，ＭＯＸ燃料装荷炉心においても，ウラン燃料のみを装荷した炉心と全く異なる現象が生じるものではなく，原発におけるＭＯＸ燃料の使用は，ウラン燃料使用の継続，進展によって培われ十分な実績を有する技術の土台に立ったものであって，全く新たな技術を要するようなものではないのであり，そのことは，多数の実験等によっても裏付けられている。もとより，被告電源開発は，ＭＯＸ燃料の使用について，ウラン燃料との違いを適切に考慮して，以下のとおり安全性を確保している。
(1)ＭＯＸ燃料の特性
ア燃料ペレットの融点及び熱伝導度の低下
本件原発で使用するＭＯＸペレットは，通常運転時の最高温度が，その融点を大きく下回ることが解析評価により確認されており，この点はウランペレットと変わらない。また，本件原発の安全設計評価において，ＭＯＸペレットの融点及び熱伝導度の低下を考慮している。
イＦＰガス放出量
ＦＰガスの放出量は，ＦＰガスの生成量に放出率を乗じて算出されるところ，ＦＰガスの生成量は，燃焼度が同じであれば，ウラン燃料とＭＯＸ燃料とで違いはない。また，燃焼度が低い場合は，ウラン燃料とＭＯＸ燃料とでＦＰガスの放出率に大きな違いはないから，ＦＰガスの放出量も同等となる。
燃焼度の高い場合にＭＯＸ燃料のＦＰガス放出率がウラン燃料と比して若干高くなることは，試験により把握されているが，このことを考慮して，本件原発で使用するＭＯＸ燃料は，ウラン燃料より燃焼率を低くするとともに，燃料棒のプレナム＊の体積をウラン燃料棒のそれよりも大きくすることで，燃料棒内圧の上昇を抑えている。
ウプルトニウム含有率の不均一
ＭＯＸペレット製造時の対応（ＭＩＭＡＳ法）により，プルトニウム含有率が均等なものを製造することが可能となっている。また，プルトニウム・スポットの存在がＭＯＸ燃料の健全性に影響を与えないことは確認済みである。
(2)ＭＯＸ炉心の核的特性
ア制御材の反応度価値の低下
フルＭＯＸ炉心における全制御棒の反応度価値は，ＡＢＷＲにおいて燃料集合体相互の間隔が広くされているため，ウラン燃料のみを装荷した炉心におけるそれから，ほとんど低下していない。また，本件原発につき，制御棒による原子炉の停止余裕が十分にあることを確認している。
イ出力分布の偏り


被告電源開発は，ウラン燃料とＭＯＸ燃料とが混在する場合の位置関係や，燃料棒の位置（燃料集合体の外周部に位置するか，内側に位置するか）によって生じる，燃料集合体又は燃料棒ごとの出力偏差を考慮して，本件原子炉の燃料装荷パターンの検討を行い，制御棒の配置等により，炉心の出力分布に大きな偏りが生じないよう設計している。
ウボイド係数の負側への増大
ボイド効果＊は，核分裂反応の増加による燃料の温度上昇等により冷却材中の蒸気泡（ボイド）が増加することで，中性子が減速されにくくなって熱中性子が減少し，核分裂反応が抑制されるという，原子炉の固有の安全性を示すものである。
ボイド係数がより負となる（値がマイナス方向に大となる）ということは，ボイド効果が大きくなり核分裂反応が抑制されることを意味し，炉心にＭＯＸ燃料を装荷すると，ウラン燃料を装荷する場合に比べ，ボイド係数がマイナス方向に大となるが，あまりに大きくマイナスの値になると，何らかの原因でボイドが急激に減少した場合に，核分裂反応が大きく増加することになる。
そのため，本件原発においては，燃料集合体の間隔が従来のＢＷＲより広く減速材である軽水の領域が広いＡＢＷＲを採用し，ＭＯＸ燃料におけるプルトニウムの含有率を最大１０％に抑えることなどにより，ボイド係数があまりに大きくマイナスの値とならないよう設計している。
エ炉心の不安定性
原子炉が炉心安定性を有するとは，通常運転状態において，何らかの原因により原子炉の出力が変動した場合に，ボイド効果等により出力が抑制されて，制御棒等の作動がなくとも出力が自然に減衰して収束するという減衰特性を有することを意味し，かかる減衰特性を示す指標が減幅比である（減幅比が１未満であれば出力振動は自然に減衰し，１であれば出力振動はそのまま持続し，１を超える場合は時間の経過に従って出力振動が大きくなる。別紙２５参照）。
本件原子炉は，フルＭＯＸで稼働させても，炉心安定性に係る減幅比は最大で０．６８であり，減衰特性を有していることを確認している。
オ遅発中性子発生割合の低下
核分裂反応により発生する中性子には，核分裂反応の直後に発生する即発中性子と，その後数秒～数十秒間に発生する遅発中性子があり，遅発中性子が存在することで原子炉の出力を制御することが可能となっている。プルトニウムの核分裂反応における遅発中性子の発生割合は，ウラン２３５等におけるそれより低いが，ＭＯＸ燃料には，プルトニウム２３９のみならず，ウラン２３５やウラン２３８，プルトニウム２４１なども含まれることから，フルＭＯＸ炉心であっても，その遅発中性子発生割合は，ウラン燃料のみ装荷した炉心のそれと大きく異ならない。
13争点１３（使用済燃料貯蔵槽）について
（原告らの主張）
(1)格納容器に守られていないこと
本件原発の使用済燃料貯蔵槽は，原子炉建屋内と燃料補助建屋内に１つずつ設置されているところ，外部環境との間には，それぞれ建屋の壁があるだけであり，特別な格納設備はなく，自然災害（地震，津波，台風，竜巻等）対策に不備がある。
国際的な視点からすると，ドイツにあるビブリス原子力発電所Ａ，Ｂ号炉やイザール原子力発電所２号炉においては，使用済燃料貯蔵槽も格納容器に入れる形の設計が採用されており，本件原発はこれに比べて安全性の面で劣後している。
(2)テロ対策の不十分さ
本件原発の使用済燃料貯蔵槽について，テロ等の故意による人為的な加害行為への対策として，被告電源開発のいう後備低圧注水系があるということは，使用済燃料の冷却を確保する上では幾らの足しにもならない。
（被告電源開発の主張）
(1)使用済燃料貯蔵槽からの周辺環境への放射性物質の放出を防止するためには，使用済燃料の冠水状態を保つことで十分であるから，堅固な施設による閉じ込めを必要としない。
なお，原告らが主張するドイツの原子力発電所の設計は，格納容器がＢＷＲより大きなＰＷＲの特殊なプラントであり，世界で稼働している約２８０基のＰＷＲプラントの中でも極めて例外的なケースである。ＩＡＥＡ安全基準の個別安全要件ＳＳＲ－２／１（Rev.1）において定められた燃料の取扱い及び貯蔵系に関する要件に，使用済燃料貯蔵槽を堅固な施設で閉じ込めるといった機能は求められていない。
また，被告電源開発は，ＭＯＸ燃料とウラン燃料の発熱量の違いを設計条件に取り入れた上で冷却を確保できる措置を講ずることとしている。(2)本件原発の使用済燃料貯蔵槽について，テロリズムの発生を考慮した対策を講ずることとしている。
14争点１４（被告電源開発の故意・過失）について
（原告らの主張）
被告電源開発は，前記２から１３まで（争点２から１３まで）の原告らの主張のとおり，安全性に極めて重大な問題のある本件原発を設置し，運転しようとする加害行為に及んでいる。被告電源開発は，本件原発の安全性に重大な問題のあることを十分に認識しつつ，前記の加害行為に及んでいるから，故意・過失が認められる。
（被告電源開発の主張）
本件原発の安全性に重大な欠陥があるとする原告らの主張は争う。15争点１５（原告らの法益侵害及び損害の発生）について
（原告らの主張）
(1)被侵害利益について
本件において侵害されている原告らの利益は，不十分な安全審査に基づいて，安全性に極めて重大な欠陥のある本件原発が設置・運転されることにより，生命・身体等の重要な利益に対する侵害への恐怖や不安な気持ちを抱かされないという利益，すなわち内心の静穏な感情及び生活を害されないという人格権ないし人格的利益である。
ア本件原発から半径約５０ｋｍの範囲の地域には，大間町の南方向には陸続きに風間浦村，佐井村，東通村及びむつ市があり，この地域には合計８万３０００人余の人が生活しており，大間町の真北には津軽海峡を挟んで人口約２７万人の函館市があるなど，これらの地域内にある函館市及び道南地域には３８万人余の人々が生活している。これらの地域は，原発の平常運転時においても，放射性物質の排出，温排水による環境悪化が懸念され，重大事故に至らない規模の事故が発生しても，放射性物質の流出，風評被害によって深刻な被害を受ける地域であり，仮に重大事故が発生した場合には壊滅的な被害に遭うことが必至な地域である。本件原発の平常運転及び事故は，漁業，観光を基幹産業とするこれらの地域に甚大な被害をもたらすこととなる。本件原発は建設中であるが，建設中の現時点においても，前記被害を受ける危険による不安感は甚大である。


イ人が社会の中で内心の静謐を保持して生活できるという利益は，一律に全てが法的保護に値する利益とまではいえないとしても，その態様や程度によっては，甘受すべき限度を超えて，人格権として法的保護に値する利益に含まれると解すべきである。この点について，最高裁平成３年４月２６日第二小法廷判決・民集４５巻４号６５３頁も，「人が社会生活において他者から内心の静穏な感情を害され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というべきではあるが，社会通念上その限度を超えるものについては人格的な利益として法的に保護すべき場合があり，それに対する侵害があれば，その侵害の態様，程度いかんによっては，不法行為が成立する余地があるものと解すべきである」と判示している。他方，被告らは，本件原発がいまだ本件設置許可処分がされただけの段階であることを指摘するが，①これまでの実例を前提とする限り，我が国の原子力規制において，ひとたび原子炉設置が許可されてしまうと，ベルトコンベアーに乗るがごとく必ず使用（運転）に至る現実があること，②原告らの恐怖心は，単なる危惧感ではなく，福島原発事故で現に発生し続けている被害の大きさや不可逆性に照らすと，具体的かつ現実的恐怖であって，法的保護に値する利益への侵害が発生していることを指摘できる。
(2)損害について
原告らは，これらの利益を侵害され，精神的苦痛を被っており，その損害を金銭的に評価すれば，一人当たり１０００万円を下らないが，そのうち一人当たり３万円を，被告らに対し（ただし，別紙１の１記載第２の各原告については，被告電源開発のみに対し），連帯して支払うよう求めるものである。
（被告電源開発の主張）
(1)被侵害利益について
原告らの主張する「内心の静穏な感情」の侵害による精神的苦痛は，主観的で具体的内容を明確にし難いものであり，その発生，内容，程度等においてこれを感じたとする人と場合により千差万別であるから，その全てを損害賠償の対象とすることは社会通念上到底容認されるものではなく，仮に「内心の静穏な感情」を法的保護の対象とするとしても，その範囲は極めて限定的に解すべきである。原告らの挙げる最高裁判決は，水俣病という特別な病像を有する疾病のり患が疑われるという事情の下で，被侵害者の内心の感情が極めて複雑で特殊なものと捉えられる特殊な場合に関する判断であるのに対し，本件においては具体的な健康被害が何ら伴っていない段階における不安等が主張されているにすぎず，事案が大きく異なる。その他「内心の静穏な感情」が問題となった最高裁判決に照らしても，原告らの主張する「内心の静穏な感情」について法的保護を認める余地はない。
(2)損害について
原告らが精神的損害として主張する金銭についても，具体的算定根拠が不明である。
（被告国の主張）
(1)法律上保護された権利利益の侵害がないこと
ア国賠法は，民法の不法行為の特別法であり，個別の国民の権利利益に対する侵害があることを前提としているから，法律上保護された権利利益の侵害がなければ，国賠法１条１項に基づく損害賠償を請求することはできない。
イ本件原発は，旧原子炉等規制法２４条１項３号及び４号の安全審査を行って本件設置許可処分がされ，その後，平成２４年法律第４７号による改正前の電気事業法４７条に基づき本件工事計画認可処分がされたが，その後に予定されている保安規定の認可や使用前検査等は未了であり，これらを経て初めて，運転し得る状態となるものである。そして，保安規定の審査や使用前検査等は，その都度，審査時における最新の科学技術水準に照らして行われるものであるところ，福島原発事故を契機として，原子炉等規制法及び関連法令が改正され，規制基準についても大幅な見直しがされた。本件設置許可処分の対象とされた基本設計や，これを前提とした工事計画は，同改正前の規制基準に則って策定されたものであって，改正後の規制基準に適合したものではないため，本件設置許可処分及び本件工事計画認可処分に基づいて本件原発の建設が進められたとしても，保安規定は認可されず，使用前検査に合格することもできない。このため，同改正後の規制基準を踏まえ，被告電源開発から，平成２６年１２月１６日付けで本件設置変更許可申請及びこれに係る工事計画認可申請がされ，現在，規制委員会は，本件設置変更許可申請に係る審査を行っているものの，重要な事項についてはいまだ本格的な審査が行われていない上，前記工事計画認可申請に対しては何ら審査が行われておらず，保安規定については，認可申請すらされていない。
なお，被告電源開発は，本件工事計画認可処分の対象とされた工事計画に基づき，前記改正前に既に工事に着手された設備について工事を行っているが（原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係規則の整備に関する規則附則３条），これは飽くまで，本件設置変更許可申請に係る設置許可がされ，さらに，これに係る工事の認可がされることを期待して，これと抵触しない範囲で行われているにすぎない。
以上のとおり，本件原発は，本件設置許可処分がされれば当然に運転につながるものではなく，本件原発が将来運転可能な状態に至るかどうかは，今後予定されている複数の規制措置に合格するかどうかの結果いかんに左右されるものである。また，本件設置許可処分を取り消し，又は，同工事の中止を命じなかったとしても，同処分に基づいて本件原発の建設工事が完成し，運転が開始されるなどという事態はおよそ想定し得ない。そうすると，原告らが主張する恐怖や不安感なるものは，現時点においては，具体性を欠いた抽象的なものであり，漠然とした危惧感にすぎないものであるから，国賠法１条１項により法的に保護される利益には該当しないというべきである。
ウなお，原告らの中には，本件原発から遠隔地に居住している者もおり，特にかかる原告との関係では，法的に保護される利益を観念し得ない。
(2)損害及び因果関係について
原告らの被告国に対する各請求は，個々の原告らが，国賠法１条１項に基づき損害賠償を請求し，それが単純に併合されたものにすぎず，いかなる公務員のどのような行為によっていかなる損害が生じたかについては，個別の原告ごとに主張立証することを要する。
しかし，原告らは，原告らそれぞれについて，いかなる公務員のどのような行為によって，いかなる損害を被ったのかを明らかにしていない。16争点１６（本件設置許可処分の違法性等）について
（原告らの主張）
(1)被告国の違法性
ア公権力の発動は，法に基づく場合にのみ許容されるのが法治国家の大原則であるから，行政処分等を行う要件を欠いていたにもかかわらず，処分等がされた場合には，当該処分等は，国賠法上，違法となると解すべきである。
経済産業大臣がした本件設置許可処分は，前記２から１３まで（争点２から１３まで）の原告らの主張に照らすと，旧原子炉等規制法２４条１項各号に適合していないにもかかわらずされたものであるから，国賠法上，違法である。


仮に，違法性二元論を採用したとしても，本件設置許可処分は，前記２から１３までの原告らの主張のとおり，審査基準が極めて不合理であり，かつ，その調査審議及び判断過程に看過し難い過誤，欠落があるにもかかわらずなされたものであるから，違法である。
イ違法性判断の基準時は，本件設置許可処分時であり，当時の科学技術水準に照らして違法性を判断することとなる。
前記２から１３までの原告らの主張のとおり，本件設置許可処分においては，そもそも当時の安全審査指針類自体に重大な問題があった上，有力に主張されている活断層の存在について全く無視して基準地震動（４５０ガル）を策定し，津波や火山に対する考慮が著しく不十分であったなど，当然に考慮すべき事柄を意図的に考慮せずに安全審査が行われたものであった。原告らが主張するところは，今だからいえるというものではなく，当時の科学技術水準を前提にしても同様であり，新規制基準施行後においても問題状況は本件設置許可処分時とで共通している。現に福島原発事故を許してしまうような安全審査類が，客観的・科学的にみて合理的であったとは到底いえない上，被告国は，今般，新規制基準を設けて従来の安全審査類を改めており，このこと自体，本件設置許可処分時に用いられていた基準が不合理であり，その判断に重大な過誤，欠落があったことの証左である。
(2)被告国の故意・過失
前記２から１３までの原告らが主張する事情に基づいて本件設置許可処分等がされたことに照らせば，経済産業大臣は，当該行政処分が違法であることを当然に認識していたというべきであって，故意があった。また，仮に故意がなかったとしても，経済産業大臣等は，原発の安全を審査する専門的な機関として，当然に前記違法性を認識すべきであったというべきであるから，少なくとも過失が存在する。
（被告国の主張）
(1)被告国の違法性
ア違法性とは
国賠法１条１項の違法性は，権利利益の侵害があることを前提として，公務員が公権力の行使に当たって遵守すべき行為規範としての個別の国民に対して負担する職務上の法的義務に違背することを意味するものである（職務行為基準説）。公務員が行った処分が処分要件を欠いていたとしても，そのことだけで直ちに国賠法上違法との評価を受けるものではなく（違法性二元論），公務員が職務上通常尽くすべき注意義務に違反したといえなければならない。そして，職務上通常尽くすべき注意義務に違反したか否かは，損害填補の責任を誰に負わせるのが公平かという見地に立って，行政処分の法的要件以外の諸種の要素も対象として，総合的に判断すべきであり，行政処分の法的要件充足性の有無のみならず，被侵害利益の種類，性質，侵害行為の態様及びその原因，行政処分発動に対する被害者側の関与の有無，程度並びに損害の程度等の諸般の事情を総合的に判断して決すべきである。
原告らは，本件設置許可処分が処分要件を欠き違法である旨主張しているにすぎず，国賠法固有の違法性を何ら具体的に明らかにしていないから，その主張は失当といわざるを得ない。
イ安全性について
改正原子炉等規制法は，公共の安全を図るため，規制委員会が原子炉の設置等に関し必要な規制を行うことで，我が国の安全を保障することを目的としている。もっとも，一般に，科学技術の分野においては，絶対的に災害発生の危険がないといった絶対的な安全性というものは，達成することも要求することもできないものといわれている。科学技術を利用した各種の機械，装置等は，常に何らかの程度の事故発生等の危険性を伴っているものであるが，その危険性が社会通念上容認できる水準以下であると考えられる場合，又はその危険性の相当程度が人間によって管理できると考えられる場合に，その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさとの比較衡量の上で，これを一応安全なものであるとして利用しているのである。原子炉の安全性についても同様であって，改正原子炉等規制法が要求する前記の安全も，このような相対的安全性の考え方をいうものと解するのが相当である。
それゆえ，規制委員会が安全審査における具体的審査基準を策定し，その適合性を判断するに当たっては，我が国の現在の科学技術水準によるべきことはもとより，我が国の社会がどの程度の危険性であれば容認するかという観点を考慮に入れざるを得ず，本来的に規制委員会の専門技術的裁量に委ねざるを得ない。実際，発電用原子炉施設の安全性に関する審査は，当該施設そのものの工学的安全性，平常運転時における従業員，周辺住民及び周辺環境への放射線の影響，事故時における周辺環境への影響等を，設置予定地の地形，地質，気象等の自然的条件，人口分布等の社会的条件及び設置者の技術的能力との関連において，多角的，総合的見地から検討するものであり，しかも，その審査の対象には将来の予測に係る事項も含まれているのであって，審査においては，原子力工学はもとより，多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断が必要とされるものである。
このため，伊方原発最高裁判決が指摘するとおり，原子炉設置許可処分における安全審査に当たっては，処分行政庁（規制委員会）の専門的技術的裁量が認められており，同処分は，その裁量権の範囲を超え又はその濫用があった場合に限り初めてこれを取り消すことができるものとされている（行政事件訴訟法３０条）。そうすると，国賠法上の違法性の有無を検討する場面においても，当然のことながら，処分行政庁に専門技術的裁量があることが十分考慮されるべきである。
ウ違法性の判断基準時
違法性の判断，すなわち職務上通常尽くすべき注意義務に違反したかどうかを判断するに当たっては，職務行為時における行為規範違反の有無が問題となるのであるから，原子炉設置許可処分を行った当時の具体的事情に基づいて違法性の有無が検討されなければならない。本件設置許可処分後に科学技術水準の進歩があり，これに伴って処分当時は存在せず又は通説的見解ではなかった新たな科学的知見が通説的見解となったとしても，処分当時において，そのような将来に至って定説化した知見を考慮に入れて注意義務を尽くすことはそもそも不可能であったのであるから，処分後に明らかとなった科学的知見を処分当時の行為規範違反の有無を判断するに当たり斟酌するのは相当ではない。
エ本件における違法性について
これを踏まえると，本件において，調査審議が行われた当時の科学技術水準に照らし，少なくとも安全委員会等における調査審議に用いられた具体的審査基準に不合理な点があり，あるいは，安全委員会等の行った調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落があり，主務大臣の判断がこれに依拠してされたと認められることが必要であり，このような事由が認められないにもかかわらず，経済産業大臣の行為が国賠法上違法と評価される余地はない。
そして，前記２から１０まで（争点２から１０まで）で被告国が主張したとおり，本件安全審査における調査審議当時の科学技術的知見に照らし，本件調査審議に用いられた審査指針に不合理な点はなく，調査審議の過程及び判断に看過し難い過誤，欠落はないから，本件設置許可処分を行った経済産業大臣の行為について，職務上通常尽くすべき注意義務違反はない。
(2)被告国の故意・過失


国賠法上の故意・過失は，職務上の法的義務違反としての違法性の認識ないし認識可能性を意味するものであり，国賠法１条１項にいう過失については，違法に他人に損害を生ぜしめるという結果についての予見ないし予見可能性を要するというべきであるところ，原告らはこれらを基礎付ける事情について何ら主張していない。
17争点１７（不作為の違法性）について
（原告らの主張）
(1)被告国の作為義務の根拠
国民の人格権を守ることは，憲法上の国家の当然の義務である。そして，新たに設置された規制委員会の趣旨，目的や改正原子炉等規制法の立法趣旨が，福島原発事故のような甚大な被害を二度と繰り返さないために，国家による原子炉施設への規制権限を強化することであることからすれば，被告国は，規制委員会を通じて，最新の科学的知見から判断し，原子炉施設の安全性に疑いが生じれば，これを適切に是正すべき規制権限の行使義務があるというべきである。
(2)被告国の不作為の内容
被告国には，次の①から④までの不作為（以下，これらの不作為を合わせて，又はこのいずれかを指して「本件不作為」という。）がある。前記２から１３まで（争点２から１３まで）の原告らの主張に照らせば，本件不作為は，遅くとも現時点（本件訴訟の口頭弁論終結時）までには違法であり，そのことに過失もある。
①規制委員会は，改正原子炉等規制法４３条の３の２０第２項に基づき，本件設置許可処分を取り消すべき義務を負っているにもかかわらず，これを怠っている。
②規制委員会は，改正原子炉等規制法４３条の３の２３第１項に基づき，本件原発の建設工事の中止を命ずる義務があるにもかかわらず，これを怠っている。
③規制委員会は，改正原子炉等規制法４３条の３の６第１項４号により災害の防止上支障がない基準を作成すべき義務があるにもかかわらず，不合理な新規制基準を直ちに改めることをしていない。
④規制委員会は，本件原発について，何ら安全性が確認されていないのであるから，改正原子炉等規制法等の明文で定められていない場合であっても，独自の権限行使として，国民の権利・利益を原発事故の危険から守るために，本件原発の使用停止や建設工事の中止を命じるべき義務があるにもかかわらず，これを怠っている。
(3)不作為の違法性
被告国の前記不作為は，このまま継続すれば過酷事故等により国民に放射線被ばく等の生命身体に対する回復し難い損害が生じる点で被侵害利益が非常に重大であり，このことについて予見可能性，結果回避可能性，期待可能性のいずれも十分に存在することからすれば，その裁量権の範囲を逸脱し，又は裁量権を濫用したものといえる状態に達していると考えられるから，国賠法上，違法である。
（被告国の主張）
(1)作為義務の内容及び根拠
原告らの主張する本件不作為（①から④まで）は，次のとおりその内容が不明確なものである上，作為義務が生ずる法的な根拠を指摘していない。
ア本件不作為①
原告らは，改正原子炉等規制法４３条の３の２０第２項に基づく本件設置許可処分の取消しの不作為を主張するが，同項は，その要件として同項１号から２２号までの各規定を定めているものの，原告らは，いずれの号が根拠であるのかの特定やその要件該当性を何ら主張しておらず，どの時点において，どのような規制権限を発動すべき作為義務がいかなる法的根拠に基づいて発生したのか具体的に特定して主張していない。
イ本件不作為②
原告らは，改正原子炉等規制法４３条の３の２３第１項の使用停止等処分の不作為を主張するが，その作為義務の発生根拠に関し，新規制基準の具体的な規定について不適合といえる具体的な事実を特定して主張していない。
ウ本件不作為③
原告らは，改正原子炉等規制法４３条の３の６第１項の趣旨に基づいて，被告国が新規制基準を改定すべき作為義務を怠っていると主張するが，前記規定は新規制基準の策定やその合理性に関する規定ではないから，その趣旨から新規制基準を改定すべき作為義務が導かれるとはいえない。また，その不作為の内容についても具体的に特定して主張していない。
エ本件不作為④
原告らは，規制委員会が本件原発の使用停止や建設工事の中止を命じるべき義務があるにもかかわらず，これを怠っていると主張するが，法律に基づく行政において，明文の根拠なく，国民の権利義務の範囲を形成し，又はその範囲を具体的に確定することはできず，規制委員会にそのような権限も義務もない。
(2)不作為の違法性
規制委員会には，前記１６（争点１６）の被告国の主張で述べたとおり，改正原子炉等規制法上の規制権限を行使するか否かについて専門技術的裁量が認められており，規制権限の存在から直ちに作為義務が認められるものではなく，その権限不行使が国賠法上違法となるのは，その不行使が許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くときに限られるというべきであるところ，前記２から１０まで（争点２から１０まで）の被告国の主張に照らせば，本件不作為が著しく合理性を欠くとはいえない。
また，改正原子炉等規制法の制定に伴い改定された規制基準への適合性については，設置変更許可，工事計画変更認可，使用前検査等の手続により確認するものとしている。本件原発についても，本件設置変更許可申請に対する審査において同規制基準への適合性を審査中であり，その後の工事計画認可申請，保安規定及び使用前検査等を通して審査されることが予定されている。そうすると，改正原子炉等規制法の趣旨や目的，原告らが指摘する規制委員会の有する規制権限の性質等に照らしても，その不行使が許容される限度を逸脱して著しく合理性を欠くなどとは，およそ認められない。第３章当裁判所の判断    その１－被告電源開発に対する差止請求について第１争点１（生命・身体への具体的危険性の判断の在り方）について
１認定事実
前提事実（第２章第２），後掲証拠及び弁論の全趣旨によれば，本件原発に係る安全審査の経緯等について，以下の事実が認められる。
(1)旧原子炉等規制法における規制
ア旧原子炉等規制法２３条１項により，実用発電用原子炉を設置しようとする者は，経済産業大臣の原子炉設置許可を受けなければならないものとされていた（同項１号）。


イ経済産業大臣は，同法２４条１項により，同項各号の要件に適合していると認められる場合でなければその許可をしてはならないものとされ，同条２項により，同要件のうち，原子炉設置の政策的評価や原子炉設置者の経理的基礎に係るもの（１号，２号及び３号の一部）への適合性については，原子力委員会の意見を聴かなければならず，原子炉設置者の技術的能力や原子炉の安全性に係るもの（３号の一部及び４号）への適合性については，安全委員会の意見を聴かなければならないものとされていた。ウ旧電気事業法及び同法に基づく命令の規定による検査を受けるべき原子炉施設であって実用発電用原子炉に係るものについては，旧原子炉等規制法７３条により，同法２７条から２９条までの適用が除外され，これに代わり，旧電気事業法の規定により，設置の工事の計画についての経済産業大臣の認可（同法４７条）又は経済産業大臣に対する届出（同法４８条），設置の工事についての経済産業大臣の使用前検査（同法４９条），経済産業大臣が特定の時期ごとに行う定期検査（同法５４条）及び事業者が定期に行う定期事業者検査（同法５５条）が定められていた。(2)本件設置許可申請，本件設置許可処分及び本件工事計画認可処分並びにこ
れに基づく本件原発の建設工事
被告電源開発は，平成１６年３月１８日，旧原子炉等規制法２３条１項１号に基づき，経済産業大臣に対し，本件設置許可申請を行い，経済産業大臣は，平成２０年４月２３日，本件設置許可処分をした（前提事実２(1)，(3)）。また，被告電源開発は，同月２４日から平成２２年４月１３日にかけて，６回にわたり，旧電気事業法４７条１項に基づき，経済産業大臣に対し，本件原発の工事計画認可申請を行い，平成２０年５月２７日から平成２２年１２月２４日までの間に，いずれの申請についても経済産業大臣から認可処分（本件工事計画認可処分）を受けた（前提事実２(4)）。これを受けて，被告電源開発は，平成２０年５月２７日以降，主要建屋の建設や主要機器の製作を開始した（前提事実２(5)）。
(3)福島原発事故について
ア事故と被害の概要
平成２３年３月１１日の東北地方太平洋沖地震の発生に伴い，福島第一原発は，地震動により外部電源が喪失し，津波により非常用電源設備が水没して機能不全となり，複数の原子炉施設において全電源が喪失して炉心損傷や水素爆発が発生するなどし，放射性物質が放出された。放出された放射性物質の量は，ヨウ素換算でチェルノブイリ原発事故の約６分の１に相当するおよそ９００ＰＢｑと推定され，福島県内の約１８００ｋｍ２の土地が，年間５ｍＳｖ以上の空間線量を発する可能性のある地域となった。福島原発事故による避難区域指定は，福島県内の１２市町村に及び，避難した人数は，同年８月２９日時点で，警戒区域（福島第一原発から半径２０ｋｍ圏）で約７万８０００人，合計で約１４万６５２０人に達した。
（甲Ｄ５）
イ事故に関する調査・検証
福島原発事故を受けて，同年１０月３０日，東京電力福島原子力発電所事故調査委員会法が施行され，これに基づき，国会に東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（いわゆる国会事故調）が設置された。同委員会は，福島原発事故について調査し，平成２４年６月，福島原発事故の原因等をまとめた報告書（甲Ｄ５，乙イＤ２１）を作成した。同報告書においては，福島原発事故の主な原因として，①耐震バックチェック＊が不十分であったこと，②津波対策が不十分であったこと，③シビアアクシデント対策が不十分であったこと，④東京電力及び国の事故対応が不十分であったこと，⑤原子力を規制する機関が原子力利用推進機関から独立していなかったことなどが指摘されている。（甲Ｄ５）
福島原発事故に関する調査，検証としては，このほかにも，平成２３年６月に政府の原子力災害対策本部からＩＡＥＡに提出された日本国政府の報告書（乙イＤ２０），同年５月の閣議決定により設置された東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会（いわゆる政府事故調）が同年１２月に取りまとめた中間報告（乙イＤ４２）及び平成２４年７月に取りまとめた最終報告（乙イＤ１９），事故当時の規制当局であった保安院が取りまとめた「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について」と題する報告書（乙イＤ１８）などがある。（乙ロＢ５９）
(4)規制委員会について
以上のような福島原発事故の反省を踏まえて，平成２４年６月２７日，規制委員会設置法が制定され，その施行（同年９月１９日）に伴い，安全委員会が廃止され，規制委員会が発足した。
規制委員会は，東北地方太平洋沖地震に伴う福島原発事故を契機に明らかとなった原子力利用に関する政策に係る縦割り行政の弊害を除去し，一の行政組織が原子力利用の推進及び規制の両方の機能を担うことにより生ずる問題を解消するため，原子力利用における事故の発生を常に想定し，その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないという認識に立って，確立された国際的な基準を踏まえて原子力利用における安全の確保を図るため必要な施策を策定し，又は実施する事務（原子炉に関する規制に関することを含む。）を一元的につかさどるとともに，その委員長及び委員が専門的知見に基づき中立公正な立場で独立して職権を行使し，もって国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的として，国家行政組織法３条２項の規定に基づき，環境省の外局として設置された行政機関である（規制委員会設置法１条，２条）。
規制委員会には，原子炉安全専門審査会及び核燃料安全専門審査会が置かれ，原子炉の安全性に関する事項は，規制委員会の指示により，原子炉安全専門審査会が調査審議するものとされている（同法１３条，１４条）。また，規制委員会は，その所掌事務について，法律若しくは政令を実施するため，又は法律若しくは政令の特別の委任に基づいて，原子力規制委員会規則を制定することができるとされているほか，規制委員会の事務を処理させるために原子力規制庁が設置され，原子力規制庁長官は規制委員会委員長の命を受けて庁務を掌理することとされている（同法２６条，２７条）。
(5)改正原子炉等規制法について


前記(4)のとおり規制委員会設置法が制定されたことに伴い，平成２４年，旧原子炉等規制法が改正され，同年９月１９日，平成２５年４月１日，同年７月８日及び同年１２月１８日の４段階で施行された。また，別紙２記載の新規制基準は，いずれも改正原子炉等規制法の第３段階目及び第４段階目の施行に当たって，改正又は策定された規則，告示又は内規である。改正原子炉等規制法においては，規制権限の一元化のため，それまで原子力施設の種類ごとに異なる主務大臣が有していた安全規制に係る権限を規制委員会に移し（同法２３条，４３条の３の５等），規制と利用の分離の観点から，法目的から「利用の計画的な遂行」が削除され，「国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資する」旨が追加された（同法１条）。これらのほか，改正原子炉等規制法における主要な改正点は，次のとおりである（なお，このうち安全規制の強化を内容とする下記ア，イ，ウ，オ，カ及びケについては第３段階目に施行され，下記エについては第４段階目に施行された。）。
アシビアアクシデント（重大事故）への対処（４３条の３の５第２項１０号，４３条の３の６第１項３号）
イ供用開始の前段階である設計及び工事段階における品質保証（４３条の３の９第３項３号）
ウ変更後の設置許可基準に適合しない既存の発電用原子炉施設の使用停止
等の処分（４３条の３の２３）
エ発電用原子炉の安全性向上のための評価（４３条の３の２９）オ運転期間の制限（原則４０年間とするもの。４３条の３の３２）カ事業者の災害の防止に関する責務規定の明確化（５７条の９）キ緊急時における災害防止のための措置命令の強化・拡充（６４条３項）ク原子力災害が発生した原子力施設に対する特別規定（６４条の２から６４条の４まで）
ケ発電用原子炉施設に対する原子力安全規制体系の整理（前記(1)ウのとおり，旧原子炉等規制法２７条から２９条までの適用を除外していた同法７３条を削除し，改正原子炉等規制法に旧電気事業法上の規制に相当する規定〔４３条の３の９から４３条の３の１６まで〕を定めるもの）
(6)改正原子炉等規制法下の規制手続の概要
ア原子炉設置（変更）許可
発電用原子炉を設置しようとする者は，規制委員会の原子炉設置許可を受けなければならず（４３条の３の５第１項），その許可を受けた者（以下「発電用原子炉設置者」という。）が同条２項２号から５号まで又は８号から１０号までに掲げる事項を変更しようとするときは，規制委員会の原子炉設置変更許可を受けなければならない（４３条の３の８第１項）。上記各許可の申請があった場合において，規制委員会は，①発電用原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと，②その者に発電用原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経済的基礎があること，③その者に重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力その他の発電用原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること，④発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上支障がないものとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであることをいずれも満たす場合でなければ，原子炉設置許可又は原子炉設置変更許可をしてはならないものとされている（４３条の３の６第１項，４３条の３の８第２項）。
なお，上記④の規定を受けて規制委員会が定めた規則が，設置許可基準規則（乙イＤ９の３）である。
イ工事計画（変更）認可
発電用原子炉施設の設置又は変更の工事をしようとする発電用原子炉設置者は，当該工事に着手する前に，その工事の計画について規制委員会の認可を受けなければならず，これを変更しようとするときも同様である（４３条の３の９第１項，２項）。
上記の認可の申請があった場合において，規制委員会は，①その工事の計画が原子炉設置許可（原子炉設置変更許可）を受けたところによるものであること，②発電用原子炉施設が原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するものであること，③その者の設計及び工事に係る品質管理の方法及びその検査のための組織が原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するものであることをいずれも満たす場合には，工事計画又は工事計画変更の認可をしなければならないものとされている（同条３項）。
なお，上記②の規定を受けて規制委員会が定めた規則が技術基準規則＊（乙イＤ９の４）である。
ウ使用前検査
工事計画の認可を受けて設置又は変更の工事をする発電用原子炉施設等は，原則として，その工事について規制委員会の検査を受け，これに合格した後でなければ，これを使用してはならない（４３条の３の１１第１項）。この使用前検査では，既に認可を受けた工事計画に従って行われたものであること及び技術基準規則に適合するものであることが確認された場合に，合格とされる（同条２項）。
エ保安規定（変更）認可
発電用原子炉設置者は，原子力規制委員会規則で定めるところにより，保安規定を定め，発電用原子炉の運転開始前に，規制委員会の認可を受けなければならず，これを変更しようとするときも同様である（４３条の３の２４第１項）。
規制委員会は，保安規定が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上十分でないと認めるときは，その認可をしてはならないとされている（同条２項）。
オ施設定期検査
特定重要発電用原子炉施設を設置する者は，原則として，原子力規制委員会規則で定める時期ごとに，規制委員会が行う検査を受けなければならない（４３条の３の１５）。
カいわゆる再稼働申請について
規制委員会設置法の附則３条１項は，改正原子炉等規制法の第１段階目の施行前の法令の規定によりなされた許可等は，施行後の法令に基づく許可等とみなすものとしている。


しかしながら，安全規制の強化を内容とする改正原子炉等規制法の第３段階目の施行（前記(5)ア，イ，ウ，オ，カ及びケ）については，原則として経過規定の定めがなく，施行時において同改正法及びこれに係る新規制基準への適合が求められる（ただし，例外的に，設置許可基準規則の附則２項において，同規則４２条の特定重大事故等対処施設及び同規則５７条２項の常設直流電源設備に関しては，５年間の猶予期間が設けられている。）。このため，旧原子炉等規制法の下でなされた原子炉設置許可処分の対象とされた基本設計やこれを前提とした工事計画に基づいて原発の建設をし，あるいは建設された原子炉の運転をしようとしても，使用前検査に合格することはできず，保安規定も認可されないこととなる。そこで，例えば，福島原発事故を受けて運転を停止した発電用原子炉が運転を再開するためには，発電用原子炉設置者が，改正原子炉等規制法及び新規制基準に基づき，規制委員会による原子炉設置変更許可処分を受け，工事計画変更及び保安規定の各認可を受け，規制委員会が行う使用前検査に合格する必要がある（ただし，原子力規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係規則の整備に関する規則〔乙イＤ６０〕の附則３条により，施行前に認可された工事計画に基づき既に着手した工事を継続すること自体は可能である。）。このことは，未完成であり運転を開始していない本件原発についても同様であり，被告電源開発が本件原発の建設を進め，運転を開始するには，規制委員会による上記の許認可や検査を受ける必要がある。
(7)本件設置変更許可申請とその審査
ア概要
被告電源開発は，改正原子炉等規制法の施行後である平成２６年１２月１６日，規制委員会に対し，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。ただし，平成２６年工事計画認可申請は，本件原発の施設に係る基本設計方針や設計及び工事に係る品質管理の方法等に限るものであり，その余の工事計画については，未だ認可申請がなされておらず，また，保安規定については，認可申請もなされていない（甲Ｄ８６，乙ロＤ１の１，乙ロＤ３２）。
イ規制委員会における審査の経過
規制委員会では，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受けて，平成２７年１月２０日から現在（口頭弁論終結日である平成２９年６月３０日）までに，以下の審査会合を含む合計１５回の審査会合が開かれ（各審査会合は，必ずしも本件原発の審査のみを対象とした会合ではなく，申請中の複数の原発に関する新規制基準適合性を審査するものであるところ，以下は，本件原発に関する審査の一部について示すものである。），本件設置変更許可申請について審査中であるものの，未だこれに対する処分には至っておらず，平成２６年工事計画認可申請については，審査自体が行われていない。
(ｱ)平成２７年１月２０日・第１８４回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２３４）
被告電源開発が，本件原発の新規制基準適合に係る申請（本件設置変更許可申請）の概要を説明し（甲Ｂ２３５，甲Ｄ１０１，乙ロＢ３５０，乙ロＤ８），規制委員会（担当委員及び原子力規制庁の担当者）との間で質疑応答が行われた。
(ｲ)平成２７年１月２７日・第１８７回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２３６）
規制委員会から，本件原発の申請内容に係るこの時点における主要な２４の論点（甲Ｂ２３７）が示された。その内容は，「地盤・地震関係」，「火山関係」，「津波関係」，「プラント関係」と分類して多岐にわたる論点を示すものであり，例えば地質・地盤に関する調査・評価結果の提示，基準地震動の策定に関わる個別の検討内容，火山による降下火砕物の影響評価に関する事項，ＰＲＡの手法，重大事故等対処のために必要な技術的能力に関するものなど，被告電源開発に対し詳細かつ具体的な説明を求めるものであった。そして，次回以降，地盤・地震・津波関係とプラント関係とに分かれて審査会合を開くこととされた。(ｳ)平成２７年２月１７日・第１９６回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２３８）
非公開で行われ，被告電源開発から，特定重大事故等対処施設に係る意図的な大型航空機の衝突等の設計上の考慮事項について説明がなされた（甲Ｂ２３９）。
(ｴ)平成２７年３月２７日・第２１２回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２４０）
被告電源開発が，本件原発周辺の地質・地質構造の概要及び断層評価について説明し（甲Ｂ２４１），規制委員会との間で質疑応答が行われ，被告電源開発への追加データ提示の要望が出された。
(ｵ)平成２７年４月１０日・第２１８回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２４２）
被告電源開発が，本件原発周辺の地質・地質構造のうち，下北半島西部の後期更新世以降（約１２万６０００年前以降）の地殻変動について説明し（甲Ｂ２４３），規制委員会との間で質疑応答が行われた。その際，原子力規制庁の出席者からは，被告電源開発が作成した下北半島西部全域の推定等隆起量線図（別紙１５参照）について，再検討を求める意見や，海岸に見られる隆起ベンチは典型的には地震性隆起と考えられ，そうではないということは考えにくいので，その点について詳しい説明を聞きたいといった意見等が述べられた。
(ｶ)平成２７年７月２４日・第２５３回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２４４）
被告電源開発が，前記(ｵ)の審査会合において規制委員会から質疑のなされた下北半島西部の隆起評価について，被告電源開発がこれに回答するために，追加調査を実施することにしたことが報告され，必要と判断した地質調査の計画を示すなどし（甲Ｂ２４５，２４６），規制委員会との間で質疑応答が行われた。
(ｷ)平成２８年１月８日・第３１６回原子力発電所の新規制基準適合性に
係る審査会合（甲Ｂ２４７）
被告電源開発が，本件敷地の地形，地質・地質構造の概要，本件敷地内の断層（被告電源開発がｄＦ断層系，ｃｆ断層系，ｓＦ断層系として説明するものなど）について改めて一から説明し（甲Ｂ２４８，２４９），規制委員会との間で質疑応答が行われた。
(ｸ)平成２８年３月１０日・第３３８回原子力発電所の新規制基準適合性


に係る審査会合（甲Ｂ２５０）
被告電源開発が，本件敷地の地質・地質構造のうち，被告電源開発が「Ｓ－１」から「Ｓ－１１」まで及び「Ｓ－０ｍ」の付号を付したシーム（薄層）について説明し（甲Ｂ２５１），規制委員会との間で質疑応答が行われた。
(ｹ)平成２８年６月２４日・第３７３回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２５２）
被告電源開発が，本件敷地の地質・地質構造のうち，第四系中の変状について説明し（甲Ｂ２５３），規制委員会との間で質疑応答が行われた。その際，原子力規制庁側の出席者から，第四系中の変状が被告電源開発のいう強風化部の関係のみで起こり得るということについて，確認可能なデータが示されていないといった意見が出された。
(ｺ)平成２９年１月２０日・第４３２回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ２７７の３）
被告電源開発が，前記(ｴ)の審査会合及び平成２８年１１月１１日開催の第４１４回審査会合に引き続き，本件原発周辺の地盤の変形，地質・地質構造及び断層について説明し（甲Ｂ２７５，２７６，乙ロＢ２８２），規制委員会との間で質疑応答が行われた。
その中で，規制委員会から，被告電源開発が海上音波探査の結果により存在を否定できるとした下北海岸断層について，その近辺に活断層の存在可能性を示す資料があり，より広範に海上音波探査記録を精査する必要があることなどが指摘された。
(ｻ)平成２９年３月２４日・第４５６回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合（甲Ｂ３０１）
被告電源開発が，前記(ｷ)から(ｹ)までの各審査会合（本件敷地の地質等に関するもの）において規制委員会から指摘された事項に回答し（甲Ｂ２９７から２９９まで，乙ロＢ３０４の１から３まで），規制委員会との間で質疑応答が行われた。
その中で，規制委員会から，①ｃｆ断層系について，被告電源開発がいうＭ３面段丘堆積物（約１０万年前）との関係，変位センスと応力場との関係，断層内物質の固結度といったものの総合評価によっては，後期更新世の活動を否定するには不十分であり，耐震重要施設の直下に分布しているので，より直接的な活動性の評価データを示す必要があること，②ｓＦ断層系についても，後期更新世以降の活動性の評価がまだ十分ではないと考えられるので，直接的なデータを示す必要があること，③耐震重要施設の側面に露頭しているシームＳ－１１については，Ｓ－１０と分布状況が大きく異なるため単独で活動性を評価する必要があり，その資料が不足していること，④第四系中の変状について，被告電源開発が強風化部の近傍以外には認められないと判断した過程の説明が十分でないことなどが指摘され，被告電源開発は，資料収集のため改めて調査を実施することなどを回答している。
(ｼ)平成２９年６月２３日・第４７８回原子力発電所の新規制基準適合性
に係る審査会合
被告電源開発は，前記(ｻ)の審査会合における指摘を踏まえ，追加の地質調査を実施することとし（乙ロＢ３９０），その調査計画を説明した（乙ロＢ３８９）。
(8)本件原発の現状
被告電源開発は，本件工事計画認可処分を受けて，平成２０年５月２７日以降，本件原発の建設工事を開始し，原子炉建屋やタービン建屋等の建設が行われたが（被告電源開発によると，福島原発事故直後の平成２３年３月２０日の時点における工事の進捗率は，土木工事が６４．７％，建築工事が３８．５％，機械電気工事が３６．１％であり，総合進捗率は３７．６％である。），福島原発事故を受けて工事を中断した。その後，被告電源開発は，工事を再開したが，その内容は，規制委員会設置法の一部の施行に伴う関係規則の整備に関する規則（乙イＤ６０）の附則３条に基づく，改正原子炉等規制法の施行前に既に工事に着手された設備に関するもの（施工・設置済みの建屋の維持・品質確保に係るものなど新規制基準の影響を受けない範囲のもの）に限られている（乙ロＤ１０，３１）。
また，本件原発の主要な機器である圧力容器，タービン，発電機は，機器メーカーの工場における製作を終えて保管されているが，本件敷地内には搬入されていない（本件原発の運転に供される核燃料物質も搬入されていない。）。
被告電源開発は，本件原発の運転開始時期は未定と発表している（乙ロＤ３３，３４）。
(9)放射線被ばくについて
放射性物質が放出する放射線は，人が全身に一度に大量の被ばくをすると致死的となり，被ばく線量がそこまで多くなくとも深刻な健康被害をもたらすことがある。放射線被ばくによる身体的影響は，被ばく線量が同じでも年齢や個人差などによって違いがあり，胎児や成長期の子どもは大人に比べて影響を強く受けると言われている。また，被ばくした本人の子孫に遺伝的影響を及ぼすこともある。放射性物質が環境中に放出されると，大気汚染による健康障害が懸念されるほか，農産物や海産物が汚染されることにもなり，その影響が広範囲に及ぶおそれがある。（甲Ｃ１，２，４）
２判断枠組みについて


(1)人格権に基づく民事差止請求における差止めの要件原告らは，被告電源開発に対し，建設中の本件原発の運転が開始されれば，重大な事故が発生した際に，放射性物質により原告らの生命・身体を害されるおそれがあるなどと主張して，人格権に基づき，侵害の予防として，本件原発の建設及び運転の差止めを求めている（本件差止請求）。一般に，人格権とは，人の生命，身体，自由及び生活等に関する諸利益に至る包括的な概念であるところ，原告らが本件差止請求の根拠とする生命・身体等は極めて重大な保護法益であるから，それが違法に侵害され，又は違法に侵害される具体的危険がある場合には，現に行われている違法な侵害行為を排除し（妨害排除），又は違法な侵害行為を予防する（妨害予防）ため，人格権に基づき当該侵害行為の差止めを求めることができると解される。そして，放射線被ばくによる影響を考慮すると，発電用原子炉施設において重大な事故が発生し，放射性物質が外部に拡散するような事態になれば，当該施設の周辺の住民に対し，放射線被ばくにより生命・身体に回復し難い重大な被害をもたらすおそれがある。また，現時点において，環境中に放出された放射性物質を効果的かつ効率的に除去する方法がないことからすると，広範囲に居住する住民が生活の本拠を失い，あるいは長期間にわたる避難生活を余儀なくされるなど，甚大な生活上の被害を受けるおそれが高い。このように，原発において重大な事故が発生した場合，周辺の住民が受ける人格権の侵害は極めて深刻であるといえる。
そうすると，当該原発について安全性に欠けるところがあり，重大な事故の発生による放射性物質の放出等の具体的危険がある場合，周辺住民は，人格権に基づく妨害予防として，当該原発の建設及び運転の差止めを求めることができるものと解するのが相当である。
(2)本件原発における人格権侵害の具体的危険性
アもっとも，前記認定のとおり，本件原発は未完成であって，圧力容器，タービン，発電機といった主要な機器や，原子炉の運転に供される核燃料物質も未だ搬入されておらず，被告電源開発は，福島原発事故後，施工済みの建屋の維持・品質確保に係る工事等を行っているにとどまる。そして，改正原子炉等規制法や新規制基準の施行に伴い，被告電源開発が本件原発の運転を開始するには，改正原子炉等規制法及び新規制基準に基づき，規制委員会による原子炉設置変更許可処分を受け，工事計画変更及び保安規定の各認可を受けた上で，規制委員会が行う使用前検査に合格する必要がある。
この点について，被告電源開発は，平成２６年１２月１６日，規制委員会に対し，本件設置変更許可申請をし，規制委員会は，平成２７年１月２０日から現在までに，合計１５回の審査会合において，本件設置変更許可申請について審査を行っている。しかし，前記１(7)イのとおり，規制委員会は，上記審査会合の初期段階で，本件設置変更許可申請について検討すべき主要な論点として，「地盤・地震関係」，「火山関係」，「津波関係」，「プラント関係」と分類して多岐にわたる論点を示しているところ，現在までに検討が加えられた論点は，自然的立地条件に関わる部分に限ってみても，上記「地盤・地震関係」の一部である本件原発周辺及び本件敷地の地質構造等にとどまり，基準地震動の策定関係にすら審査は及んでいない上，地盤に係る審査中においても，規制委員会から被告電源開発の申請や説明の内容について疑問点や根拠となる資料の不足等が指摘され，被告電源開発において追加の調査を実施するなどしている状況にあると認められ，今後，本件設置変更許可申請に対する審査にどの程度の期間を要するかすら明らかでなく，当然のことながら，規制委員会が本件設置変更許可申請に対し変更許可をするか否かについて，見通しが全く立っていない状況といえる。被告電源開発自身も，本件原発の運転開始時期を未定と発表している。このように，本件設置変更許可申請に対し規制委員会の許可がなされる具体的な見通しが立っておらず，本件原発の運転開始の具体的目途が立っていない現時点で，本件原発において，人格権侵害をもたらすおそれのある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るといわざるを得ない。
イ加えて，発電用原子炉施設の安全性確保に関しては，当該原子炉施設そのものの工学的安全性，平常運転時における周辺住民及び周辺環境への放射線の影響，事故時における周辺地域への影響等について，当該原子炉施設の立地の地形，地質，気象等の自然的条件，人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の原子炉の設置，運転等に必要とされる技術的能力との関連において，多角的，総合的見地から検討がされるべきであり，しかも，これらの検討対象には，将来の予測に係る事項も含まれているのであって，このような検討を行うには，原子力工学はもとより，多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見に基づく総合的判断を必要とする。
そして，前記認定のとおり，福島原発事故の反省を踏まえて規制委員会設置法の制定及び旧原子炉等規制法の改正が行われた経緯等に鑑みると，これらの法律は，高度の科学的，専門技術的知見を有し，原子力事業者や原子力利用の推進機関からの独立性を確保した委員長及び委員により構成される規制委員会に原子炉に関する規制を一元的に担わせることによって，原子力利用の安全の確保を期したものであって，規制委員会以外の機関が重大事故発生防止の観点から発電用原子炉施設の安全性を審査することは予定していないものと解される。
そうすると，裁判所が，規制委員会による安全審査及び処分を待たずに，前記のような多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見を要する原子炉施設の安全性に関する審査を，規制委員会に代替して行うことは相当ではないから，人格権侵害の具体的危険性，すなわち，原発の安全性についての裁判所の審理，判断は，規制委員会の調査審議及び判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきである。具体的には，現在の科学技術水準に照らして，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，当該原子炉施設が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，という観点で審理，判断がされるべきである。
ウ上記のとおり，現時点では，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は未だなされていないが，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それ自体（当該審査基準の内容いかんが，例えば本件原発の具体的立地条件等に関係しない事項であるなど，本件原発の安全性を左右しないと認められるような場合は除く。）に不合理な点がある場合は，原則として規制委員会による適正な審査を期待することができない上，本件設置変更許可申請における諸施設や設備の変更等もかかる不合理な審査基準を想定してなされたものと事実上推認されるから，このような場合は，被告電源開発において，当該不合理な基準にもかかわらず本件原発の安全性が確保されていることを主張立証しない限り，本件原発が安全性を欠き重大な事故発生の具体的危険性が否定できないものとして，その建設及び運転の差止めを認めるべきである。


他方，それ以外の場合には，上記ア及びイで述べたところからすれば，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，本件原発に重大な事故発生の具体的危険性があると認めることは困難であり，かつ，裁判所が規制委員会の審査に先立って，安全性に係る現在の具体的審査基準に適合するか否かについて審理判断をすべきではないから，裁判所が，安全性に係る現在の具体的審査基準に適合しないとの理由で，本件原発の建設及び運転の差止めを命じることはできないというべきである。
なお，前記アで述べた観点から，本件設置許可処分がされた平成２０年当時の具体的審査基準の合理性又は同審査基準への適合性は，原告らの被告電源開発に対する本件差止請求との関係では，直ちに差止めの理由になるものではないというべきである（したがって，本件設置許可処分当時の具体的審査基準の合理性又は同審査基準への適合性に係る主張については，後記第２及び第３においても個別に取り上げない。）。エこれに対し，原告らは，これまでの原子力規制の実態からすれば，本件設置変更許可申請についてもベルトコンベア式に許可がなされる可能性が高い旨を主張する。しかし，前記認定のとおり，福島原発事故を受けて原子炉等規制法が改正され，新規制基準が定められており，そもそも制度上，同改正前に設置許可を受けた原子炉が当然に改正後に許可を受けられるものではない。のみならず，現在，規制委員会において調査審議中の本件原発に係る地質・地質構造の関係についてみても，本件原発周辺の下北半島西部において地震性隆起による海岸地形が存在していることや大間北方沖活断層の存在が想定されることを指摘する，渡辺ほか（２０１２）が，平成２０年の本件設置許可処分の後に発表されているところ，被告電源開発がこれを否定する根拠の一つとして提示している推定等隆起量線図（別紙１５参照）に対して，前記のとおり，規制委員会から疑問が呈され，あるいは，被告電源開発の地震性隆起ではないとする根拠や説明が不十分であることを指摘する意見が出され，被告電源開発において追加調査を実施するに至ったが，現時点ではこの点を含む審議が継続中であることなど，現在の審査状況に照らせば，渡辺ほか（２０１２）における指摘内容の当否はともかくとして，規制委員会における審査が当然に許可を前提にしているものとは認められない。また，プラント関係についても，規制委員会からは，本件原発が建設中であって，新規制基準適合のために取り得る対策の選択肢が広いと考えられることから，採用した対策の有効性を詳しく説明することなどが求められており（甲Ｂ２３７），平成２０年になされた本件設置許可処分を前提に許可することが前提であるかのような審査をする姿勢はうかがわれないから，上記原告らの主張は採用することができない。また，原告らは，原告らの主張する事項の大部分は一般の経験則や基本的な科学技術的知識・知見に照らすだけで十分に判断可能である旨主張する。しかし，発電用原子炉施設の安全性に関する理論は，多方面にわたる極めて高度な最新の科学的，専門技術的知見に根ざしたものであって，このような知見を有しない裁判所が直感的な経験則により判断することは，科学的に裏付けのない恣意的判断をすることになりかねず，この点についての原告らの主張も採用することができない。
(3)発電用原子炉施設に求められる安全性の程度
次に，規制委員会が安全審査に用いる具体的審査基準が安全性を確保するために合理的といえるか否か，という観点から，発電用原子炉施設に求められる安全性の程度について検討する。
原告らは，発電用原子炉施設に求められる安全性は，福島原発事故のような重大な事故を万が一にも起こしてはならないという絶対的な安全性に準じる極めて高度な安全性であって，その判断においては，社会通念という基準を持ち込むべきではなく，裁判所は，人格権や条理等の観点から当該原子炉施設の具体的危険性を判断すべきである旨を主張する。しかし，原告らのいう「絶対的な安全性に準じる高度な安全性」は，その内容が不明確であって，高度な安全性を強調するあまり，結局のところ絶対的安全性を求めるものに帰することとなりかねない。
科学技術の分野において，絶対的に重大事故や災害の発生の危険がないという意味での絶対的安全性は達成することも要求することもできないものであって，このことは，発電用原子炉施設においても同様というほかなく，規制委員会設置法も，このことを踏まえて，「原子力利用における事故の発生を常に想定し，その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないという認識に立って，確立された国際的な基準を踏まえて原子力利用における安全の確保を図るため必要な施策を策定し，又は実施する」ことを規制委員会の使命としたものといえる（同法１条）。
以上によれば，具体的審査基準の合理性は，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，原子炉事故等による災害の防止を図る上で合理的なものといえるか否かという観点から判断すべきである。
(4)主張立証責任
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ことの主張立証責任は，人格権に基づく差止請求訴訟一般と同様に，人格権が侵害される具体的危険について主張立証責任を負う原告らが本来負うべきものと解される。
もっとも，発電用原子炉施設設置者においては，発電用原子炉施設の安全性に関する専門技術的知見及び資料を十分に保持し，当該原子炉施設について，規制委員会において用いられる具体的な審査基準に適合するように設計し，その安全性について自ら評価した上で，設置許可の申請等を行い，既に許認可等を受けた場合であっても，原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するよう維持する義務を負うものとされている。こうしたことなどを考慮すると，まず，発電用原子炉施設設置者である被告電源開発において，規制委員会が安全審査で用いる具体的審査基準について原告らが不合理であると主張する点について，その合理性を，相当の根拠，資料に基づき主張立証する必要があり，被告電源開発が上記の主張立証を尽くさない場合には，規制委員会の審査基準に不合理な点があることが事実上推認されるものというべきである。
他方，被告電源開発において上記の主張立証を尽くした場合には，本来，主張立証責任を負う原告らにおいて，規制委員会が安全審査で用いる具体的審査基準について不合理であること，より具体的には，当該基準が，最新の科学技術水準を踏まえて確立された国際基準を満たしていないことを主張立証する必要があると解するのが相当である。
第２争点２（審査基準の合理性の問題）について
１認定事実等
(1)新規制基準策定の経緯
ア福島原発事故


平成２３年３月１１日，東北地方太平洋沖地震が発生し，福島第一原発においては，地震随伴事象として発生した津波によりタービン建屋が浸水し，それとほぼ同時に，非常用ディーゼル発電機，配電盤，蓄電池等の電気設備の多くが，水没又は被水して機能を喪失した。これにより，１号機から５号機においては，全交流動力電源喪失（ＳＢＯ）となり，交流電源を駆動電源として作動するポンプ等の注水・冷却設備が使用不能となった（ただし，５号機は，６号機から電源融通を行うことにより，原子炉への注水等の操作を行うことができた。）。のみならず，１号機，２号機及び４号機においては，直流電源も機能を喪失し，３号機は直流電源が残ったものの同月１３日には蓄電池が枯渇したため，結局，１～４号機は全電源喪失の状態となった。
また，冷却用ポンプ類も津波により全て機能を喪失したため，原子炉内の残留熱や機器の使用により発生する熱を海水へ逃す最終ヒートシンク＊（ＵＨＳ）への熱の移送手段が失われた。その結果，運転中であった１号機から３号機においては，冷却機能を失った原子炉の水位が低下して炉心融解に至り，その過程で燃料被覆管のジルコニウムと水が反応することなどにより大量の水素が発生し，さらに，３号機の格納容器ベントを行った際に，３号機内の水素が非常用ガス処理系の配管等を通じて４号機に流入して，１号機，３号機及び４号機において水素爆発が発生した。２号機においては，ブローアウトパネル（原子炉建屋内の圧力が上昇した際に開放され，建屋内のガス等を放出して圧力を下げる装置）が開いたことから水素爆発には至らなかったものの，放射性物質が放出された。福島原発事故に関して，前記第１の１(3)イのとおり，様々な事故原因調査が行われたが，原子炉施設内部の放射線量が高く，実施可能な調査が限られているため，格納容器の具体的な損傷箇所は不明であり，非常用発電機の故障の原因が最終的にどの部品によるものであるかなどが未解明であると指摘されている。
（甲Ｄ５，乙イＤ１８から２１まで，４１，４２）
イ安全委員会による事故防止対策の検討
安全委員会の原子力安全基準・指針専門部会の下に設置された安全設計審査指針等検討小委員会において，平成２３年７月１５日から平成２４年３月１５日にかけて，合計１３回にわたり，安全設計審査指針及び関連指針類を対象として，福島原発事故の教訓としてこれらの指針類に反映させるべき事項として，ＳＢＯ（全交流動力電源喪失）対策及び最終ヒートシンク喪失対策を中心に検討が行われた。この検討に当たっては，深層防護の考え方を安全確保の基本と位置付け，ＩＡＥＡ，米国等の規制動向や諸外国における事例が参照され，同月１４日付けで「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について（とりまとめ）」が報告書として取りまとめられた。（乙イＤ２２，４１）
ウ保安院による事故防止対策の検討
保安院は，福島原発事故の技術的知見に関する意見聴取会を設置し，平成２３年１０月２４日から平成２４年２月８日にかけて，合計８回にわたり，設備・手順に係る必要な対策の方向性について検討を進め，同年３月２８日，「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について」を取りまとめ，今後の規制に反映すべきと考えられる３０項目が示された（乙イＤ１８，２３，４１）。
エシビアアクシデント対策の検討
福島原発事故に至るまで，シビアアクシデント対策については，平成４年５月に安全委員会が決定した「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策としてのアクシデントマネージメントについて（決定）」（乙イＤ２４）において，原子炉設置者が効果的なアクシデントマネージメントの自主的整備と万が一の場合にこれを的確に実施できるようにすることが強く奨励されていたにとどまっていた。
福島原発事故後，上記決定は廃止され（乙イＤ２５），シビアアクシデント対策は法規制上の要求とされることとなり（乙イＤ２０），保安院は，平成２４年２月から同年８月にかけて，発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策規制の基本的考え方に係る意見聴取会（乙イＤ２６）を７回開催し，シビアアクシデント対策規制の考え方に関する整理を行い，同月２７日付けで「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策規制の基本的考え方について（現時点での検討状況）」（乙イＤ２７）を報告書として取りまとめた。もっとも，同報告書は検討過程としての側面を有するものであり，以後，新たに設置される規制委員会において検討が進められることとなった。
（乙イＤ２７，４１）
オ地震及び津波に関する対策の検討
安全委員会では，平成２３年６月２２日，原子力安全基準・指針専門部会の下に，入倉孝次郎ら学識経験者を構成員とする地震・津波関連指針等検討小委員会が設置され，同年７月１２日から平成２４年２月２９日にかけて，合計１４回の会合と現地調査（女川原発）が実施された。そして，平成１８年の新耐震設計審査指針及び関連指針類を対象とした検討が行われ，新耐震設計審査指針に基づき実施された耐震バックチェックによって得られた経験及び知見を整理し，推本，中央防災会議，国土交通省や関連する学協会等から説明を受け検討するなどし，平成２４年３月１４日付けで「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について（とりまとめ）」を報告書として取りまとめた。この中で，津波に対する安全性評価については，津波による海水ポンプ，非常用電源設備等の機能喪失を防止するため，津波を敷地に遡上又は流入させないというドライサイトを基本とする津波防護設計の基本的な考え方や，津波対策を検討する基礎となる基準津波の策定を義務付ける旨を表明した。
（乙イＤ２８，２９，４１）
また，保安院においても，平成２３年９月，高田毅士，藤原広行（藤原証人）ら学識経験者を委員とする「地震・津波の解析結果の評価に関する意見聴取会」と，同様に学識経験者を委員とする「建築物・構造に関する意見聴取会」が設置され，事業者より報告された東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波による原発への影響などの評価結果について，学識経験者の意見を踏まえた検討を行い，いずれも平成２４年２月１６日付けで報告書の取りまとめを行った（乙イＤ３０から３３，４１）。
カ規制委員会の設置と委員等の欠格事由の定め


前記第１の１(4)のとおり，規制委員会設置法に基づき，平成２４年９月に規制委員会が設置され，安全委員会と保安院は廃止されたが，規制委員会の委員長及び委員は，独立してその職権を行うものとされ，人格が高潔であって，原子力利用における安全の確保に関して専門的知識及び経験並びに高い識見を有する者のうちから，両議院の同意を得て，内閣総理大臣が任命するものであり，原子力に係る製錬その他の事業を行う者，原子設置者やその従業員等については，委員長又は委員の欠格事由とされている（同法５条，７条１項・７項）。
キ規制委員会による検討
規制委員会の発足後，重大事故等対策，地震津波以外の自然現象への対策，従来の安全設計審査指針類の見直し等を検討するため，規制委員会の更田豊志委員，原子力規制庁及び安全基盤機構の職員，安全委員会及び保安院における検討に参画していた有識者等の外部専門家により，原子炉施設等基準検討チームが構成された（乙イＤ３４）。また，地震及び津波対策とこれに関連する基準を検討するため，規制委員会の島崎邦彦委員，原子力規制庁及び安全基盤機構の職員，安全委員会における耐震指針等の報告書の検討に参画した有識者等の外部専門家により，地震等基準検討チームが構成された（乙イＤ３５）。
原子炉施設等基準検討チームは，平成２４年１０月２５日から平成２５年６月３日にかけて，合計２３回の会合を開催し，更田豊志委員を中心として，新規制基準の骨子案を作成し，これについて意見公募手続を行い，その結果も踏まえて基準案を取りまとめた。検討に当たっては，ＩＡＥＡ安全基準や欧米の規制状況等の海外の知見も勘案された。地震等基準検討チームは，平成２４年１１月１９日から平成２５年６月６日にかけて，合計１３回の会合を開催し，島崎邦彦委員長代理を中心として，地震及び津波について，ＩＡＥＡ安全基準，アメリカ，フランス及びドイツの各規制内容のほか，福島原発事故を踏まえた国会事故調の耐震関係基準の内容に関する主な指摘事項などを整理し，地震・津波に関する新規制基準の骨子案を作成し，意見公募手続を行い，その結果を踏まえて基準案を取りまとめた。
なお，これらの会合に係る議事録や会議映像，外部専門家の電気事業者等との関係に関する情報の自己申告に係る情報は，インターネット上に公開されている（乙イＤ３６，３７）。
これらを経て，新規制基準（そのうち主要なもの）は，前提事実２(7)及び前記第１の１(5)のとおり，改正原子炉等規制法の第３段階目の施行に合わせ，平成２５年７月８日から施行されることとなった。
（乙イＤ３４から４１）
(2)深層防護の考え方について
ア深層防護とは，安全に対する脅威から人を守ることを目的として，ある目標を持った幾つかの障壁（防護レベル）を用意して，各々の障壁が独立して有効に機能することを求めるものである。
原発においては，人と環境に対する大きなリスク源が存在し，かつ，どのようなリスクが顕在化するのかも不確かさが大きいという点で，不確かさに対処しつつ，リスクの顕在化を着実に防ぐため，従来から深層防護の考え方を適用することが有効とされており，ＩＡＥＡ安全基準（なお，ＩＡＥＡ安全基準の意義については後記(4)のとおり。）の基本安全原則（No.ＳＦ－１）において，原子力又は放射線の事故の影響の防止と緩和の主要な手段は深層防護であることが明記されており（同原則３．３１．），さらに，個別安全要件であるＳＳＲ－２／１（Rev.1）において，深層防護の考え方を設計に適用し，次のとおり，５段階の異なる防護レベルが設定されている（同要件２．１３．）。
第１の防護レベルは，通常運転状態からの逸脱と安全上重要な機器等の故障を防止することを目的として，品質管理及び適切で実証された工学的手法に従って，発電所が健全で，かつ，保守的に立地，設計，建設，保守及び運転されることを要求するものである。
第２の防護レベルは，発電所で運転時に予期される事象（運転時の異常な過渡変化）が事故状態に拡大することを防止するために，通常運転状態からの逸脱を検知し，管理することを目的として，設計で特定の系統と仕組みを備え，それらの有効性を安全解析により確認し，発電所を安全な状態に戻す運転手順の確立を要求するものである。
第３の防護レベルは，運転時に予期される事象又は想定起因事象が拡大し，前段のレベルでは制御できないこと，事故に進展し得るかもしれないこと（設計基準事故）が生じた場合において，固有の安全性及び工学的な安全の仕組み又はその一方並びに手順により，炉心損傷や放射性物質の放出といった事態に拡大することを防止するとともに，発電所を安全な状態に戻すことができることを要求するものである。
第４の防護レベルは，第３の防護レベルでの対策が失敗した場合を想定し，事故の拡大を防止し，重大事故の影響を緩和することを要求し，時間的にも適用範囲においても限られた防護措置のみで対処可能とするとともに，敷地外の汚染を回避又は最小化することを目的としている。また，早期の放射性物質の放出又は大量の放射性物質の放出を引き起こす事故シーケンスの発生の可能性を十分に低くすることによって実質的に排除できることを要求するものである。
第５の防護レベルは，重大事故に起因して発生し得る放射性物質の放出による影響を緩和することを目的として，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関する緊急時計画と緊急時手順の整備を要求するものである。
（乙イＡ６の１，乙イＤ１６，４１，６３）
イ新規制基準においては，深層防護の考え方が採用され，設置許可基準規則は，設置基準対象施設と重大事故等対処施設を区別している。そして，通常運転時の対策や事故の防止対策につき，同規則第２章（設置基準対象施設）として，深層防護の第１から第３までの防護レベルに相当する事項を，また，そうした事故対策が機能を喪失するような万一の事態における重大事故の発生防止及び拡大防止のための安全確保対策につき，同規則第３章（重大事故等対処施設）として，第４の防護レベルに相当する事項を，それぞれ規定した。
他方，第５の防護レベルに相当する事項は，設置許可基準規則には盛り込まれておらず，防災については地方公共団体が基本的な責務を有していることや，緊急時における原子力事業者と地方公共団体との連携といった観点に鑑み，原災法及び災害対策基本法という別の法体系によって対応することとされている。


(3)「設置許可基準規則」及び「設置許可基準規則の解釈」等の概要前記第１の１(5)アのとおり，改正原子炉等規制法において，規制委員会は，発電用原子炉の設置許可申請（同法４３条の３の５）につき，同法４３条の３の６第１項各号に定める要件適合性を判断するものとされており，同項４号にいう規制委員会で定める基準として，設置許可基準規則（乙イＤ９の３）が，また，同規則の解釈を示す規制委員会の内規（行政手続法の審査基準に該当するもの）として，設置許可基準規則の解釈（乙イＤ１１の２）が，それぞれ前記(1)の経過を経て制定され，いずれも改正原子炉等規制法の第３段階目の施行と同じく平成２５年７月８日に施行されている。これらの規定の概要は，以下のとおりである（なお，このほか本件の争点と関連する部分については，後記２以下で個別に示す。）。
ア設計基準対象施設（第２章）
設計基準対象施設とは，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をいい（設置許可基準規則２条２項７号），前記のとおり，深層防護の第１から第３の防護レベルまでに相当する事項が，同規則第２章（設計基準対象施設）に定められている。
その概要は，概ね別紙２６のとおりであるが，まず，設計基準対象施設に対して一般的に要求すべき事項として，外部事象等への頑健性が要求されており，自然的条件（地震，津波等），社会的条件（人の不法な侵入等），内部火災及び内部溢水において，安全機能が損なわれるおそれがないこと又は損なわれないことが求められている（同規則３条から９条まで）。また，当該施設に共通する一般的要求事項として，誤操作の防止，安全避難通路等の設置，安全施設につき安全機能の確保などが求められている（同規則１０条から１３条まで）。
このほか，個別の設備に対する要求事項が定められており（同規則１４条から３６条まで），この中には，ＳＢＯ対策設備に関する規定（同規則１４条）や非常用電源設備に関する規定（同規則３３条）が含まれる。
イ重大事故等対処施設（第３章）
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い（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４条），重大事故に至るおそれのある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。）と併せて，重大事故等という（設置許可基準規則２条２項１１号）。重大事故等に対処するための機能を有する施設を，重大事故等対処施設といい（同号），前記のとおり，深層防護の第４のレベルに相当する事項が，設置許可基準規則第３章（重大事故等対処施設）に定められている。その概要は，概ね別紙２７のとおりであるが，まず，発電用原子炉施設について，炉心損傷，格納容器破損，使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷，運転停止中の原子炉内の燃料損傷に対し，それぞれの防止対策が求められ（同規則３７条），それぞれの重大事故等において，網羅的，体系的に事故原因と事故に至るまでの進展（事故シーケンス）を想定し，当該事故発生の防止対策や拡大防止対策を立案し，その対策の有効性を確認することが求められている（同規則の解釈３７条）。
また，重大事故等対処施設について，自然的条件（地震，津波等），内部火災及び社会的条件（故意による大型航空機の衝突等）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ことが要求されている（同規則３８条から４２条まで）。
重大事故等対処設備については，全ての設備に共通する一般的要求事項として，常設設備と可搬型設備のそれぞれの役割を踏まえた機能等が要求され（同規則４３条），さらに，重要な設備に必要な個別の要求事項として，炉心の著しい損傷の防止，原子炉格納容器の破損の防止，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の防止のための設備が求められ，それでもなお，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合に，放射性物質の拡散抑制のための対策が求められている（同規則４４条から５５条まで）。また，重大事故等に対処するための電源設備その他の必要な設備を設けることが求められている（同規則５６条から６２条まで）。
なお，重大事故等対策に関し，技術的能力基準（乙イＤ１１の６）において，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いる（同基準Ⅱ２．１及びⅢ２．１）。
(4)ＩＡＥＡ安全基準の概要
ＩＡＥＡは，ＩＡＥＡ憲章に基づき設置された国際機関であり，我が国もその加盟国である。
ＩＡＥＡは，同憲章３条Ａ６項により，安全上の基準を制定し又は採用する権限を有するものとされ，これに基づきＩＡＥＡ安全基準を策定している。ＩＡＥＡ安全基準は，別紙２８のとおり，安全原則，安全要件及び安全指針から構成され，これらのうち，①安全原則は，基本的な安全の目的と，防護と安全の原則を示すもの，②安全要件は，安全原則を踏まえて，現在と将来において人と環境の防護を確保するために満たさなければならない要件を制定するもの（なお，多くの要件は，ある一つの特定の当事者に対して向けられたものではなく，適切な当事者がそれらの要件に適合することの責任を負うものである。），③安全指針は，安全要件を遵守する方法について推奨された手段又はこれと等価な代替的手段等を提示するものである（なお，本件訴訟において当事者が主張する主なＩＡＥＡ安全基準を，別紙２９の番号１から１３に掲げた。）。
ＩＡＥＡ安全基準は，「基準は，施設と活動に関して各国の規制における参考として，加盟国で使用されることができる」（乙イＤ１７・ⅺ頁等）としており，加盟国を法的に拘束するものではなく，加盟各国がそれぞれの判断により国内の規制に取り入れるものとされ，また，既存の施設に同基準の適用があるか否かも加盟各国の決定事項であるとされている。他方，多くの加盟国がＩＡＥＡ安全基準を国内の規制で使用するため採用することを決定している。また，放射線リスクは国境を超えることもあることから，ＩＡＥＡ安全基準は，環境保護に関するもののような国際法の一般原則に基づいて，各国がその責務を果たすことを支援するものと位置付けられている。
（乙イＤ１６，１７，４１）
２新規制基準の策定過程について


原告らは，新規制基準策定当時の規制委員会の委員長及び委員の構成や，新規制基準が短期間のうちに策定されたこと等を指摘して，新規制基準に合理性がない旨を主張する。この点，新規制基準の合理性は，第一次的にその内容を検討して判断されるべきものであって，策定過程の事情をもって直ちに合理性が否定されるものではないというべきであるが，策定過程に関する事情が，基準の合理性を疑わせる一事情となることがあり得るとしても，以下のとおり，原告らの上記主張に係る事情はこれに当たらない。
(1)原告らは，新規制基準策定までの期間が短く杜撰であると主張するが，その策定過程は前記１(1)のとおりであって，福島原発事故直後の規制委員会発足前から，安全委員会や保安院の下で規制基準類の見直しに向けた検討が進められており，規制委員会の発足後はこれを引き継ぐ形で（規制委員会の発足の前後にわたり関わった構成員も少なくない。）行われていることが認められ，平成２５年７月までに実質的に約２年間にわたる検討が行われている。また，この期間を長いとみるか短いとみるかはさておき，策定過程において，いわゆる国会事故調や政府事故調など福島原発事故に関する調査検証を踏まえた検討がされ，外部の学識経験者や，専門的知見を有する機関（推本など），学会等からの意見聴取や意見公募手続がされ，原子炉施設等基準検討チームや地震等基準検討チームの議事等は公開されていることが認められる。こうした策定過程からは，直ちに新規制基準の合理性が否定されるということはできない。
なお，福島原発事故の原因等の調査について，施設内部の立入りが制限されている関係から未解明の部分があるという指摘はされているが（前記１(1)ア），そのことが本件原発の安全性に関わるいずれの点に関連するのか原告らの主張によっても明らかではない。また，一般に，最新の科学的知見，現時点までに判明した福島原発事故の教訓，確立された国際的基準等が現在の科学技術水準を構成するものであり，本件差止請求については，こうした現在の科学技術水準を踏まえ審査基準の合理性が判断されるべきものであるから（前記第１の２(2)イ），同事故の解明が必ずしも全てし尽くされてはいないという事情は，直ちに本件の結論を左右するものではない。(2)原告らは，新規制基準策定当時の規制委員会の委員のうち更田豊志委員及び中村佳代子委員について，委員候補者になった当時，原子力事業者の従業者であったとして，規制委員会設置法上の欠格事由（７条７項３号）に該当する旨を主張する（甲Ｄ４５の２及び３参照）。しかし，同号は，任命時又は任期中に原子力事業者の従業者等であることを委員長又は委員の欠格事由として定めたものと解すべきであって，委員候補者となった当時に原子力事業者の従業者であったとしても，直ちに同号の欠格事由に該当するものではなく，これらの委員が任命時又は任期中に原子力事業者の従業者等であったことを認めるに足りる証拠はない。
(3)原告らは，津波や火山に関する専門家がいない中で，津波や火山に関する規制基準が策定されたと主張するが，かかる事実を認めるに足りる証拠はない。少なくとも，安全委員会の下に設置された地震・津波関連指針等検討小委員会の構成員（乙イＤ２８），規制委員会の下で設置された火山に関する規制基準検討会の構成員（乙ロＢ１８０）等に，津波や火山に関する専門家がいないという事実は認められない。
３共通要因故障について
(1)設置許可基準規則の定め
安全施設が機能を喪失する原因としては，①地震や火山噴火等の自然現象，あるいは発電所外の火災等の外部事象，②発電所内の火災，溢水といった内部事象，③安全施設を構成する設備の偶発故障が想定されるところ（乙イＤ４１・９５頁），これらに係る設置許可基準規則（乙イＤ９の３）及び同規則の解釈（乙イＤ１１の２）の定めは，次のとおりである。
ア設計基準対象施設について
(ｱ)まず，①外部事象及び②内部事象について，次のとおり，同規則３条から９条までにおいて，これらの事象が発生した場合であっても，施設の安全機能が維持できることを求めている。
ａ設計基準対象施設は，地震力が作用した場合においても当該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（同規則３条１項）。
ｂ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（同規則４条１項）。
ｃ基準設計対象施設は，そ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（同規則５条）。
ｄ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（同規則６条１項）。
安全施設は，工場等（発電用原子炉を設置する工場又は事業所をいう。）内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）に対して安全機能を損なわないものでなければならない（同条３項）。
上記の「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」とは，敷地及び敷地周辺の状況をもとに選択されるものであり，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突又は電磁的障害等をいう。なお，航空機の落下については，「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（平成１４年７月３０日保安院制定）等に基づき，防護設計の要否について確認する（同規則の解釈６条の８）。
ｅ設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう，火災の発生を防止することができ，かつ，早期に火災発生を感知する設備及び消火を行う設備並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない（同規則８条１項）。ｆ安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水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（同規則９条１項）。
(ｲ)また，③設備の偶発故障への対策として，次のとおり，同規則１２条において，そもそも設備が偶発故障を起こさないよう設備の信頼性を要求し，かつ，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，また，その系統を構成する機器等の単一故障が発生し，かつ，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能が失われることがないよう設計することを求めている。
ａ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）。


ｂ発電用原子炉施設の安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは，当該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，外部電源が利用できない場合においても機能できるよう，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ものでなければならない（同規則１２条２項）。ここで，多重性とは，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をいう（同規則２条２項１７号）。多様性とは，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をいう（同項１８号）。
独立性とは，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をいう（同項１９号）。
共通要因とは，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をいう（同項１８号）。
従属要因とは，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をいう（前同）。
単一故障とは，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をいい，上記の従属要因による多重故障を含むものとされる（同規則１２条２項）。
ｃ重要安全施設＊は，原則として，２以上の発電用原子炉施設において共用し，又は相互に接続するものであってはならない（同規則１２条６項）。
イ重大事故等対策について
前記アの対策にもかかわらず，なお設備が機能喪失した場合に備え，設置許可基準規則第３章は，重大事故等対策を定め（後記５），また，技術的能力基準（乙イＤ１１の６）は，大規模損壊が発生した場合の対応を要求している（前記１(3)イ）。
(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「原子力発電所の安全：設計」（ＳＳＲ－２／１）は，原子力発電所の設計に関する安全基準を定めたものであり，次のような規定が存在する（乙イＤ６３）。
ア要件２４    共通原因故障
設備の設計は，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。
イ要件２５    単一故障基準
単一故障基準は，発電所の設計に取り入れられた安全グループごとに適用されなければならない。
(3)原告らの主張について
ア前記(1)のとおり，安全施設が機能を喪失する原因のうち，設備の偶発故障については，設置許可基準規則１２条が，安全機能を有する系統のうち重要性の高いものについて，当該系統を構成する機器が多重性又は多様性及び独立性を備えた設計であることを要求することによって，複数の機器が同時に故障（共通要因故障，従属要因故障）して当該系統の安全機能が失われることを防止している。ここで，上記の「多重性又は多様性及び独立性」とは，当該系統において同一の機能を要する機器を複数要求し，そのいずれかが機能を失った（単一故障）としても，他の機器が同時に機能を損なわないことであり，同条が規定する「単一故障の仮定」は，当該系統に多重性又は多様性及び多重性が確保されているかを検証するための概念として位置付けられる。
また，外部事象や内部事象による故障については，設置許可基準規則３条から９条までが，各種の自然現象や人為的事象に対して安全機能が損なわれないものであることを要求しており，外部事象や内部事象を原因とする共通要因故障によって当該施設の安全機能が損なわれることを防止している。
このように，設置許可基準規則は，機器自体の偶発故障，外部事象や内部事象による故障について，共通要因故障が生じない設計を求めることで，当該施設の安全機能が損なわれないようにしている一方，その設計上の想定を超えて共通要因故障が生じた場合には，同規則第３章の重大事故等対処施設により対処することを想定している（乙イＤ４１・１０３頁）。イこれに対し，原告らは，想定を超える外部事象が発生することを考慮して，共通要因故障を仮定した設計を要求すべき旨を主張する。しかし，原告らのいう「共通要因故障を仮定した設計」が何を指すのかは明らかでない。
ただし，原告らは具体的指摘として，福島原発事故において全電源喪失から重大な事故に至ったことや，米国ＮＲＣの１０ＣＦＲPart５０（§50.62及び50.63）において，ＳＢＯ（全交流動力電源喪失）やＡＴＷＳ（原子炉停止機能喪失）の対策が規定されていること（甲Ｄ１６５・２４頁以降参照）を主張しており，機器の偶発故障に係る単一故障の仮定等についての主張というよりも，深層防護の考え方について指摘する趣旨の主張であるように解されるところであるが，この点については，我が国の設置許可基準規則においても，深層防護の観点から，重大事故等対処施設につき，緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（４４条）及び設計基準事故対処設備＊の電源が喪失したことにより発生した重大事故に対処するための電源設備（５７条）の設置を要求しており，この点に関して我が国の規制が不合理であるとはいえない。