設置許可基準規則によれば，設計基準対象施設が十分に耐えるべき地震力は，地震の発生によって生ずるおそれがある設計基準対象施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度に応じて算定しなければならないとされており（４条２項），設置許可基準規則解釈によれば，設計基準対象施設は，それぞれの耐震重要度に応じて，Ｓクラス，Ｂクラス，Ｃクラスに分類される（別記２。乙４５〔123,124頁〕）。そして，上記分類において，Ｓクラスは，地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいものをいう。また，Ｂクラスは，安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラスの施設と比べて小さい施設をいう。さらに，Ｃクラスは，Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設をいう。（以上につき，設置許可基準規則解釈別記２）
(ｲ)外部電源について
債権者らは，外部電源が耐震設計上の重要度分類においてＣクラスと分類されていることが不合理である旨主張する。
しかしながら，外部電源系による電力供給は，遠く離れた発電所等から電線路等を経由して供給されるものであるところ，その長大な電線路や経由する変電所の全てについて高い信頼性を確保することは不可能である。また，電力系統の運用の状況によりその信頼性が影響を受け，原子力発電所側からは管理することができない。さらに，発電所外の電線路等は，発電用原子炉施設の設備ではなく，事故発生時において，外部電源系による電力供給に余り期待すべきではない。
したがって，耐震重要度分類として，外部電源系のうち発電所内にある開閉所等の設備は，非常用電源設備に当たるものではないから，Ｃクラスに分類し，発電所外にある電線路等をその対象外とすることには，合理性があるというべきである。そして，事故発生時には，非常用電源設備として，非常用ディーゼル発電機から電力の供給を行う設計となっているところ，非常用ディーゼル発電機がＳクラスに分類されていることからしても，その設計基準の内容には，合理性があるというべきである。（以上につき，乙２１〔175,176頁〕，１０９〔191,192頁〕参照）
(ｳ)使用済燃料ピットについて
債権者らは，使用済燃料ピットの冷却系及び計装系の耐震重要度の分類の引上げをしていないことが不合理である旨主張する。そこで検討すると，使用済燃料は，原子炉運転中の炉心の燃料のように高温，高圧の環境下になく，大気圧の下，崩壊熱を除去するため，常温程度以下に保たれた使用済燃料ピット内の水により冠水状態で貯蔵していれば，使用済燃料の発する崩壊熱は，大量に存在する周囲の水に伝達されて除去され，使用済燃料の健全性が維持される（なお，この点に関しては，争点⑸においても検討する〔後記６⑷エ参照〕。）。そこで，新基準規則においては，使用済燃料ピットに関する耐震重要度分類について，使用済燃料ピット及び使用済燃料ピット水補給設備がＳクラスに分類される一方，使用済燃料ピット水冷却設備は，その機能を喪失したとしても，使用済燃料ピットに使用済燃料ピット水補給設備により水が補給できれば崩壊熱の除去及び放射線の遮へい等が可能であり，使用済燃料ピット水補給設備によりその機能を代替できるため，Ｂクラスに分類されているものである（設置許可基準規則解釈別記２）。また，新規制基準では，①重大事故等に対処するための機能を有する施設の耐震安全性に係る要求が追加されるとともに，②波及的影響を及ぼすおそれのある施設の対象が拡充されており，上記①については，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は可搬型重大事故等対処設備と位置付ける設備について，基準地震動に対する耐震安全性を確保することが求められており，上記②については，Ｓクラスの施設は，下位クラス施設の波及的影響によって，その安全機能が損なわれることのないように求められており，使用済燃料ピット水冷却設備はＳクラスの設備ではないものの，波及的影響の観点から基準地震動に対する評価が求められている。
さらに，使用済燃料ピットの計装系について，設置許可基準規則は，外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項を監視することができる測定設備の設置を求め（１６条３項２号），また，使用済燃料ピットの水位が低下した場合における対策として代替注水設備の整備を求めるとともに（５４条１項），使用済燃料ピットの水位が異常に低下した場合におけるスプレイ設備の整備を求めており（同条２項），使用済燃料ピットの使用済燃料の健全性の維持に係る仕組みを踏まえると，その計装系について，Ｃクラスに位置付けることが不合理であるということはできない。（乙２１〔177~187頁〕，１０９〔193~203頁〕）
(ｴ)原子炉及び格納容器の計装系について
債権者らは，原子炉と格納容器の計装系について，従来の重要度分類指針上の異常影響緩和機能をクラス２からクラス１に見直されるべきであったにもかかわらず，いまだこうした見直しがされていないとして，計装系の信頼性強化対策が放置されている旨主張する。この点について，設置許可基準規則は，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ並びにこれらに関連する系統の健全性を確保するために監視することが必要なパラメータ（発電用原子炉施設の状態を示す事項），すなわち，炉心の中性子束，中性子束分布，原子炉水位，原子炉冷却材系の圧力，温度及び流量，原子炉冷却材の水質並びに原子炉格納容器内の圧力，温度及び雰囲気ガス濃度等について，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時においても想定される範囲内に制御できるものとすることを求めている（２３条１号，設置許可基準規則解釈〔乙４５［46頁］〕）。また，設計基準事故が発生した場合においては，その状況を把握し，及び対策を講じるために必要なパラメータ，すなわち，原子炉格納容器内雰囲気の圧力，温度，水素ガス濃度及び放射性物質濃度等について，設計基準事故時に想定される環境下において，十分な測定範囲及び期間にわたり監視できるものとすることを求めている（同条３号，設置許可基準規則解釈）。
さらに，設置許可基準規則は，福島第一原発事故を踏まえ，重大事故等が発生し，計測機器の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために必要な設備を設けることを求めている（５８条）。
このように，新規制基準においては，計測設備の信頼性強化を規制要求としているのであり，その対策が放置されているということはできない。


エまとめ
したがって，債権者らが指摘する新規制基準の内容の問題点については，いずれも合理的な内容であると認められ，債権者らの主張を採用することはできない。
⑵新規制基準の策定の経緯について
ア前記前提事実並びに証拠（乙２１〔41~56頁〕，１０９〔41~57頁〕のほか，掲記のもの）及び審尋の全趣旨により認められる事実を総合すると，新規制基準の策定の経緯及びその概要は，以下のとおりである。
(ｱ)福島第一原発事故に関する調査，分析
ａ福島第一原発事故については，様々な機関により調査，検討が行われた。すなわち，平成２３年６月，政府（原子力災害対策本部）がＩＡＥＡ閣僚会議に対する報告書を取りまとめ，また，事故原因の究明や対応の検証を行うことを目的として，国会，政府，民間及び東京電力株式会社が，それぞれ事故調査委員会を設置し，平成２４年２月から同年７月までにかけて，各委員会が事故調査報告書を取りまとめた。さらに，原子力安全・保安院も，同年３月，福島第一原発事故の技術的知見についての検討結果を取りまとめた。（乙４７，４８）ｂ福島第一原発事故の原因について，上記の各報告書のうち，国会事故調が作成した報告書のみが，他の報告書と異なり，その直接的原因を津波のみに限定することに疑問を呈し，「安全上重要な機器の地震による損傷はないとは確定的には言えない」としていた。原子力規制委員会は，上記報告書において，これらの未解明問題として実証的な調査，検証が必要とされた点について，「津波発生から津波到達までの間には，原子炉圧力バウンダリから漏えいが発生したことを示すプラントデータは見いだせない。」，「Ａ系非常用交流電源系統が機能喪失した原因は，津波による浸水であると考えられる。」などと分析し，福島第一原発事故に係る福島第一原子力発電所１号機での非常用交流電源系統の機能喪失等は，津波の影響によるものであるとする報告書を作成した。（乙４８，４９）
(ｲ)新規制基準の策定の経緯
ａ原子力安全委員会及び原子力安全・保安院における検討原子力安全委員会及び原子力安全・保安院は，福島第一原発事故を踏まえ，以下のとおり，安全規制に関する検討を行った。
⒜原子力安全委員会
原子力安全委員会は，同委員会の原子力安全基準・指針専門部会の下に，①安全設計審査指針等検討小委員会及び②地震・津波関連指針等検討小委員会を設置した。
上記①の安全設計審査指針等検討小委員会は，平成２３年７月から平成２４年２月までの間に計１３回開催され，福島第一原発事故の教訓を踏まえ，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」（以下「安全設計審査指針」という。）及び関連指針類に反映すべき内容について，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し，同年３月１４日，その内容を取りまとめた。（乙５０）
また，上記②の地震・津波関連指針等検討小委員会は，平成２３年７月から平成２４年２月までの間に計１４回開催され，福島第一原発事故の教訓を踏まえ，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（以下「耐震設計審査指針」という。）及び関連指針類に反映させるべき事項を検討し，同年３月１４日，その内容を取りまとめた。（乙５１）
⒝原子力安全・保安院
原子力安全・保安院は，平成２４年３月，福島第一原発事故の技術的知見に関する報告書を取りまとめる（前記(ｱ)ａ参照）とともに，同年８月，専門家や原子炉設置者からの意見の聴取結果等を踏まえ，重大事故対策規制の基本的考え方を取りまとめた。また，原子力安全・保安院は，同年２月，地震及び津波対策に関し，東北地方太平洋沖地震の知見を考慮した原子力発電所の地震・津波の評価及び同地震による福島第一及び福島第二原子力発電所の原子炉建屋等への影響・評価について，それぞれ中間とりまとめを行った。（乙１９の1~3，４７，５２から５４まで）
ｂ原子力規制委員会の設置及び検討経過
⒜平成２４年６月２０日，設置法が成立し，原子力利用における安全の確保及び原子炉に関する規制等を行う機関として，原子力規制委員会が設置された。（前記前提事実⑸ア）
⒝原子力規制委員会においては，原子炉等規制法の改正を受けた原子炉設置許可の要件に関する規制基準の見直しが行われることとなった。
原子力規制委員会は，重大事故等対策，地震及び津波以外の自然現象への対策に関する設計基準に加え，原子力安全委員会が策定した安全設計審査指針等の内容を見直し，その基準を検討するため，新規制基準検討チームを構成した。新規制基準検討チームは，原子力安全委員会の下の安全設計審査指針等検討小委員会の構成員でもあった更田豊志委員を中心とし，関係分野の専門技術的知見を有する学識経験者４名も参加するなどした。（乙５５）
また，原子力規制委員会は，地震及び津波対策については，原子力安全委員会の地震・津波関連指針等検討小委員会における検討も踏まえた上で，原子力規制委員会が定めるべき基準を検討するため，地震等基準検討チームを構成した。地震等基準検討チームには，元日本地震学会会長の島崎邦彦委員長代理（当時）が委員として参加するとともに，原子力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のほか，地震，津波及び地盤等の各種専門分野の専門技術的知見を有する学識経験者６名が選抜されるなどした。⒞新規制基準検討チームにおいては，福島第一原発事故の教訓を反映させるとともに，海外の規制動向との比較を行い，重大事故等対策及び安全設計審査指針等の見直しについて検討を行うこととされ，平成２４年１０月２５日から平成２５年６月３日までの間，計２３回の会合が開催された。そして，新規制基準検討チームは，検討結果を踏まえ，新規制基準の骨子案を作成し，原子力規制委員会が同年２月に意見公募手続を行った結果も踏まえ，基準案を取りまとめた。（乙５５）
また，地震等基準検討チームにおいては，平成２４年１１月１９日から平成２５年６月６日までの間，発電用軽水型原子炉施設の地震及び津波に関わる新規制基準の策定のため，計１３回の会合が開催された。そして，地震等基準検討チームは，検討結果を踏まえ，地震及び津波に関する新規制基準の骨子案を作成し，原子力規制委員会が同年２月に意見公募手続を行った結果も踏まえ，基準案を取りまとめた。
その上で，原子力規制委員会は，上記の基準案に対し，行政手続法に基づき，同年４月１１日から１か月間の意見公募手続を行った上，設置許可基準規則等の原子力規制委員会規則及びその解釈を策定するとともに，原子炉設置許可に係る基準の適合性審査において用いる各種の審査ガイドを策定した。
イ検討


以上のとおり，新規制基準は，福島第一原発事故を受けて，これに関し各機関の調査，分析がされるとともに，当時の原子力安全委員会及び原子力安全・保安院において安全規制に関する検討が行われ，設置法が成立して原子力規制委員会が設置されてからは，新規制基準の検討を目的として，新規制基準検討チーム及び地震等基準検討チームが構成され，有識者や専門技術的知見を有する学識経験者により会合が重ねられ，上記各チームの骨子案及び原子力規制委員会の基準案について意見公募手続を行い，策定されたものである。こうした新規制基準の策定に至る手続をみると，新規制基準は，関係分野の学識経験者の専門技術的知見に基づく意見等を集約し，複数回にわたり幅広く意見公募を行った上で，現在の科学技術水準を踏まえた科学的合理的な基準として策定されたものということができ，その内容の合理性を疑わせる事情は見当たらない。
ウ債権者らの主張について
これに対し，債権者らは，新規制基準の策定経過について，①新規制基準の策定に至る過程が拙速なものであったこと，②意見公募手続が形式上実施されただけにすぎないこと，③そもそも，原子力規制委員会の委員の中に公平，中立性を欠く者が含まれている旨批判する。(ｱ)そこで検討すると，上記①の点については，前記ア及びイ記載のとおり，原子力規制委員会は，新規制基準を策定するに当たり，重大事故等対策，地震及び津波以外の自然現象への対策に関する設計基準に加え，原子力安全委員会が策定した安全設計審査指針等の内容を見直し，その基準を検討するため，新規制基準検討チームを構成するとともに，地震及び津波対策については，原子力安全委員会の地震・津波関連指針等検討小委員会における検討も踏まえた上で，原子力規制委員会が定めるべき基準を検討するため，地震等基準検討チームを構成した。そして，各チームにおいては，いずれも原子力規制委員会の委員を担当に充てるとともに，従前の議論についても熟知している外部専門家が参加し，高頻度で会合を行い，原子力安全委員会及び原子力安全・保安院における検討結果のほか，福島第一原発事故の教訓を反映させるとともに，海外の規制動向との比較をするなどし，議論を重ねていたものである。こうした経過を踏まえると，新規制基準の策定までの期間のみをもって，その内容が拙速なものであったと断定するのは相当でないというべきである。
(ｲ)また，上記②の点については，前記ア記載のとおり，新規制基準の骨子案及び基準案について，それぞれ意見公募手続に付されたところ，これらに対して数千件の意見が寄せられ，その意見を踏まえ，新規制基準検討チームや地震等基準検討チームにおいて更に議論がされ，考え方が整理されていることが認められる（乙８６，８７）。これらの経過を踏まえると，その手続が形式上実施されたものにすぎないと評価するのは相当でないというべきである。
(ｳ)さらに，上記③の点については，まず，設置法においては，原子力規制委員会の委員長又は委員の欠格事由として，「原子力に係る製錬，加工，貯蔵，再処理若しくは廃棄の事業を行う者，原子炉を設置する者，外国原子力船を本邦の水域に立ち入らせる者若しくは核原料物質若しくは核燃料物質の使用を行う者又はこれらの者が法人であるときはその役員〔中略〕若しくはこれらの者の使用人その他の従業者」（７条７項３号），「前号に掲げる者の団体の役員〔中略〕又は使用人その他の従業者」（同項４号）と規定されているところ，債権者らの指摘する更田豊志，中村佳代子及び田中知が，原子力規制委員会の委員に就任するに当たり，上記規制の対象となる事業者等に所属していたことがないと認められる（乙８８，９０）から，少なくとも，設置法に違反する委員の任命がされたことがないことは明らかである。
また，政府は，「原子力規制委員会委員長及び委員の要件について」（平成２４年７月３日内閣官房原子力安全規制組織等改革準備室）と題する文書（甲Ａ４０２）において，原子力規制委員会委員長及び委員の要件として，設置法の欠格要件に加え，①「就任前直近３年間に，原子力事業者等及びその団体の役員，従業者等であった者」又は②「就任前直近３年間に，同一の原子力事業者等から，個人として，一定額以上の報酬等を受領していた者」に該当しないことを求め，ここでいう「原子力事業者等」については，電力会社及びその子会社等の経済的に強いつながりが認められる者を指し，独立行政法人及び公益社団法人は含まれていない旨を明らかにしている（乙８９）。
この点について，委員の就任前に，更田豊志は独立行政法人日本原子力研究開発機構に，中村佳代子は公益社団法人日本アイソトープ協会にそれぞれ所属していたものの，両組織は，いずれも上記「原子力事業者等」に当たるとは解されないから，両名が，同文書の定める上記欠格要件に該当するということもできない（乙８８から９０まで）。また，田中知については，委員の就任前に，報酬や寄付金を受け取っていたことを報じる記事（甲Ａ４０４，乙９１）が提出されているものの，同記事によっても，田中知が受け取った報酬や寄付金の内容が明らかにされているわけではないため，同文書の定める上記欠格要件に該当するか否かは明らかでない。加えて，上記文書が法令上の根拠のない内規にすぎない性質のものと解されるところ，上記欠格要件を定めた政府において，「報酬の金額は少額であり，専門技術的な立場から助言を行うような内容であるため，委員に就任する上で全く問題ない」旨の見解を示していること（乙９１）を踏まえると，田中知について，原子力規制委員会の委員に就任したことに問題があるということはできない。(ｴ)したがって，債権者らの指摘する事情によっても，新規制基準が，その策定経過に照らして不合理なものであるということはできない。３争点⑵（本件各原子炉施設の耐震安全性に関する基準地震動策定の合理性）
について
前記１で説示したところを踏まえ，以下では，まず，債務者において，原子力規制委員会の判断に不合理な点がないことを相当の根拠，資料に基づき疎明したといえるか否かについて検討し，債務者が上記の疎明を尽くしたと認められる場合には，債権者らの主張を検討して，本件各原子炉施設の安全性に欠けるところがあるといえるか否かを検討する。
⑴認定事実等
前記前提事実並びに掲記の証拠及び審尋の全趣旨により認定した事実を総合すると，本件各原子炉施設の基準地震動に関する事実関係は，以下のとおりである。
ア新規制基準の内容について


新規制基準では，設計基準対象施設について，「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」とされる（設置許可基準規則４条１項）とともに，耐震重要施設については，「その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力〔以下「基準地震動による地震力」という。〕に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」とされた（同条３項）。また，同項に規定する基準地震動については，設置許可基準規則解釈において，「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」として策定することとされ（別記２第４条５項），その策定手法の基本的な枠組みとしては，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」について，「解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定すること」とされた（同項１号）。そして，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」については，「内陸地殻内地震，プレート間地震及び海洋プレート内地震について，敷地に大きな影響を与えると予想される地震〔以下「検討用地震」という。〕を複数選定し，選定した検討用地震ごとに，不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を，解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定すること」とされ（同項２号），「震源を特定せず策定する地震動」については，「震源と活断層を関連づけることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し，これらを基に，各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定すること」とされた（同項３号）。（乙４５〔127~130頁〕）
イ新規制基準の下での債務者の基準地震動の評価，策定について（乙２の2，１１）
(ｱ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
ａ検討用地震の選定
地震による揺れの大きさは，○ⅰ震源特性（震源の大きさ・マグニチュードなど），○ⅱ伝播経路特性（震源からの距離，減衰の大きさなど）及び○ⅲサイト特性（地盤の硬さ，地層の褶曲など）によって決まるところ，債務者は，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」について，本件敷地周辺で発生する地震の地域的な特性を把握するため，○ⅰ震源特性については，地質調査（地表地質調査・ボーリング調査・微小地震調査・海上音波探査・文献調査等を実施して，敷地内，敷地近傍及び敷地周辺における活断層を把握），地震調査（地震発生様式，地震発生状況，被害地震並びに断層型及び応力場に関する調査）及び地震観測を行い，○ⅱ伝播経路特性及び○ⅲサイト特性については，それぞれ地震観測及び地下構造調査（試掘坑内の弾性波試験，微動アレイ探査，単点微動観測など）を行った。
そして，過去の被害地震のうち，１７００年壱岐・対馬の地震（以下「壱岐・対馬の地震」という。）及び平成１７年福岡県西方沖地震（以下「福岡県西方沖地震」という。）が，本件敷地において，震度５弱程度以上と推定され，これらの内陸地殻内地震をいずれも検討用地震の選定対象とした。
また，敷地周辺及び敷地近傍の陸域及び海域における地質調査を行い，敷地周辺の主な活断層として，陸域については，①竹木場断層，②今福断層，③城山南断層，④楠久断層，⑤国見断層，⑥真名子－荒谷峠断層及び⑦鉾ノ木山リニアメントを抽出し，海域については，⑯Ｆ－ｈ断層及び⑮糸島半島沖断層群があり，半径３０㎞以遠の主な活断層として，⑧警固断層帯，⑨佐賀平野北縁断層帯，⑩日向峠－小笠木峠断層帯，⑪宇美断層，⑫西山断層帯，⑬水縄断層帯，⑭雲仙断層群，⑰壱岐北東部断層群，⑱対馬南方沖断層，⑲対馬南西沖断層群，⑳厳原東方沖断層群，㉑宇久島北西沖断層群，㉒沖ノ島東方沖断層，㉓ＦＴＷ－３，㉔ＦＴＷ－４，㉕中通島西方沖断層群及び㉖ＦＴＷ－１を抽出した（上記の丸数字は，乙第１１号証〔13頁〕記載の通し番号による。以下，上記活断層について上記丸数字を引用する部分についても同じ。）。


他方で，債務者は，○ⅰ震源特性として，プレート間地震（太平洋側沖合の日向灘周辺で十数年から数十年に一度発生しているマグニチュード７クラスの地震を想定したもの）及び海洋プレート内地震（１９０９年宮崎県西部の地震など）は，発生位置から本件敷地までの距離が２００㎞程度以上離れているため，本件敷地に大きな影響を与えることはないこと，本件敷地周辺で発生する内陸地殻内地震は，「逆断層型」よりも揺れの大きさが小さい「横ずれ断層型」が多いこと（兵庫県南部地震，鳥取県西部地震，福岡県西方沖地震，熊本地震も，これに当たる。），本件敷地周辺は，東西方向の圧縮応力場にあるが，ひずみがほとんど確認されず，過去に基準地震動を超過する地震動の原因となる地震が発生した「ひずみ集中帯」には位置していないこと，本件敷地及び敷地から半径５㎞範囲に活断層がないこと，福岡県西方沖地震における観測記録の分析によれば，震源特性は横ずれ断層の平均レベルであり，地震本部レシピと良く適合すること，○ⅱ伝播経路特性及び○ⅲサイト特性として，原子炉建屋等の重要な施設を支持する基盤（せん断波速度平均１３５０ｍ／ｓの硬い岩盤）がある程度の広がりをもって比較的浅所に分布しているため，本件敷地は揺れにくいこと，本件敷地において観測された７６個の地震の観測記録を分析しても，本件敷地及び周辺の地下構造に関し，地震動の到来方向又は周期帯によって特異な増幅がみられないこと，本件敷地の観測記録の傾向として，観測記録から本件敷地周辺で発生する地震による揺れは，Ｎｏｄａｅｔ    ａｌ．「ＲｅｓｐｏｎｓｅＳｐｅｃｔｒａ    ｆｏｒＤｅｓｉｇｎＰｕｒｐｏｓｅ    ｏｆＳｔｉｆｆ    Ｓｔｒｕｃｔｕｒｅｓｏｎ    ＲｏｃｋＳｉｔｅｓ」（以下「Ｎｏｄａ    ｅｔａｌ．（２００２）」という。）の「関東・東北地方の過去の地震動の平均像」に比べて小さいことを把握した。
そして，上記の敷地周辺の活断層から想定される地震による揺れは，地震規模及び敷地からの距離を考慮すると，上記⑪，⑬，⑭，⑳から㉖までの活断層による地震を除く１８個の地震（壱岐・対馬の地震及び福岡県西方沖地震を含む。）について，震度５弱程度以上と推定され，敷地に大きな影響を及ぼすとして，その全てをＮｏｄａｅｔ    ａｌ．（２００２）の方法により算定した応答スペクトルを基に評価し，全周期帯において敷地に及ぼす影響が大きい「竹木場断層による地震」及び「城山南断層による地震」の二つを検討用地震として選定した。ｂ検討用地震の地震動評価における震源モデルの設定
⒜基本震源モデル
債務者は，本件敷地地盤の観測記録のうち，揺れが最も大きかった福岡県西方沖地震（本件敷地内で８５ガルを観測）の震源特性について，地震本部レシピに基づき主な断層パラメータを設定し，震源モデルを構築して，経験的グリーン関数法（実際に発生した小さな地震の観測記録のうち，地震動評価に用いるのに適切な観測記録〔要素地震〕を足し合わせて大きな地震による揺れを計算する方法）による地震動評価を実施した結果，福岡県西方沖地震で得られた本件敷地地盤の観測記録をおおむね再現することができた。そして，債務者は，検討用地震の地震動評価に当たり，本件各原子炉施設の調査結果及び観測記録に基づく分析等により把握した地域的な特徴を踏まえつつ，上記のとおり本件敷地での観測記録をおおむね再現できることを確認した地震本部レシピに基づき，基本震源モデルの断層パラメータを設定した。
ここで，地震本部レシピにおいては，地震モーメントについて，断層面積との経験式である入倉・三宅式を用いて設定することとされており，債務者も，地震モーメントについて，これらの経験式を用いて設定した。
具体的には，①「竹木場断層による地震」について，○ａ断層長さ及び震源断層の拡がりについて，地表付近の断層長さが約５㎞と短く，震源断層が地表付近の長さ以上に震源幅と同じ断層長さが拡がるものとして，１７．３㎞とより長く設定し，地震発生層の厚さを上端３㎞，下端２０㎞と設定して１７㎞，○ｂ断層傾斜角を断層露頭及び発生地震の傾斜角を参考に西側傾斜８０度としたことに伴って，断層幅を１７．３㎞と設定し，○ｃ応力降下量を地震本部レシピにより設定した。また，③「城山南断層による地震」について，○ａ断層長さ及び震源断層の拡がりを１９．５㎞，地震発生層の厚さを上端３㎞，下端２０㎞と設定して１７㎞，○ｂ断層傾斜角を鉛直（９０度），断層幅を１７㎞とし，○ｃ応力降下量を地震本部レシピにより設定した。それらについて，○ｄアスペリティの位置は，本件敷地に最も近い位置とし，○ｅ破壊開始点は，破壊の進行方向が本件敷地に向かう方向となるように断層面下端に設定した。
⒝不確かさ考慮モデル
債務者は，基準地震動の策定過程において，調査結果及び観測記録に基づく分析等によっても十分には把握されていないものについて，不確かさとして考慮することとし，不確かさ考慮モデルを設定した。
具体的には，①「竹木場断層による地震」について，○ａ断層長さ及び震源断層の拡がりの不確かさを考慮したケース（以下「断層長さ等考慮ケース」という。）として，断層長さ及び震源断層の拡がりを２０㎞としたもの，○ｂ断層傾斜角の不確かさがあることを考慮したケース（以下「断層傾斜角考慮ケース」という。）として，断層傾斜角を６０度とし，断層長さ及び震源断層の拡がりを１９．７㎞としたもの，○ｃ応力降下量の不確かさを考慮したケース（以下「応力降下量考慮ケース」という。）として，新潟県中越沖地震の知見を踏まえ，地震本部レシピの１．５倍に設定したものを検討候補とし，加えて，それぞれのケースについて，○ｄアスペリティの位置について，敷地に近い位置に設定するとともに，○ｅ破壊開始点について，破壊が敷地に向かうような位置に複数設定した。


また，③「城山南断層による地震」について，○ａ断層長さ等考慮ケースとして，断層長さ及び震源断層の拡がりを２０㎞としたもの，○ｂ断層傾斜角考慮ケースとして，断層傾斜角を６０度とし，断層長さ及び震源断層の拡がりを１９．７㎞としたもの，○ｃ応力降下量考慮ケースとして，新潟県中越沖地震の知見を踏まえ，地震本部レシピの１．５倍に設定したものを検討候補とし，加えて，それぞれのケースについて，○ｄアスペリティの位置について，敷地に近い位置に設定するとともに，○ｅ破壊開始点について，破壊が敷地に向かうような位置に複数設定した。
ｃ応答スペクトルに基づく地震動評価
応答スペクトルに基づく地震動評価は，マグニチュードや等価震源距離などの数少ないパラメータから，地震による揺れを応答スペクトルにより評価するものである。
債務者は，応答スペクトルに基づく地震動評価では，過去の地震動の平均像に関する知見として，「関東・東北地方の過去の地震動の平均像」を導き出す手法であるＮｏｄａｅｔ    ａｌ．（２００２）による手法を用いて評価を実施した。そして，応答スペクトルに基づく地震動評価による地震動は，過去の地震動の平均像を地域的な特性を踏まえて補正すること（実際の観測記録が小さいことを踏まえて下方修正すること）も可能であったが，債務者は，地震動評価がより安全側となるようにするため，補正を実施せず，実際の観測記録を上回る「関東・東北地方の過去の地震動の平均像」を応答スペクトルに基づく地震動評価による地震動とした。
ｄ断層モデルを用いた手法による地震動評価
断層モデルを用いた手法による地震動評価は，地域的な特性（○ⅰ震源特性，○ⅱ伝播経路特性及び○ⅲサイト特性）を詳細に反映することが可能であり，「時刻歴波形」（地震波の到達によって起こされた評価地点での地震動が時間の経過とともに生ずる変化を表したもの）により評価するものである。
債務者は，○ⅰ基本震源モデルを基に，○ⅱ伝播経路特性や○ⅲ   サイト特性を精度良く反映することができる経験的グリーン関数法及び経験的グリーン関数法と理論的手法によるハイブリッド合成法とを用いて精緻な評価を行い，本件敷地周辺の地域的な特性を反映した地震動を，断層モデルを用いた手法による地震動評価による地震動とした。その際，経験的グリーン関数法で用いる要素地震は，敷地までの地震波の伝わり方（○ⅱ伝播経路特性，○ⅲサイト特性）の地域的な特性が反映されている観測記録（平成１７年３月２２日福岡県西方沖地震の余震，マグニチュード５．４）が本件敷地で得られていたため，これを用いた。また，理論的手法で用いる地下構造モデルは，試掘坑内弾性波試験の調査結果，微動アレイ探査から推定されたせん断波速度構造及び既往の知見を参考に設定した。
ｅ「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」による基準地震動の
策定
「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」による基準地震動の策定においては，敷地に大きな影響を及ぼす可能性があるとして選定した二つの検討用地震それぞれについて，不確かさも考慮した上で，応答スペクトルに基づく地震動評価による地震動を求め，それらを全て包絡する「設計用応答スペクトル」を設定し，これを基準地震動Ｓｓ－１（最大加速度５４０ガル）とした。
次に，それぞれの検討用地震について，断層モデルを用いた手法による地震動評価による応答スペクトルを求め，基準地震動Ｓｓ－１（設計用応答スペクトル）と比較した結果，③「城山南断層による地震」の○ｂ断層傾斜角不確かさ考慮ケース（破壊開始点３）及び①「竹木場断層による地震」の○ｂ断層傾斜角不確かさ考慮ケース（破壊開始点２）の断層モデルを用いた手法による地震動評価結果が，一部の周期帯において基準地震動Ｓｓ－１（設計用応答スペクトル）による応答スペクトルを上回ったため，前者を基準地震動Ｓｓ－２（最大加速度２６８ガル），後者を基準地震動Ｓｓ－３（最大加速度５２４ガル）とした。
(ｲ)震源を特定せず策定する地震動
債務者は，「震源を特定せず策定する地震動」の評価で収集対象となる内陸地殻内の地震の例として地震動審査ガイドに示されている，平成８年から平成２５年までの間に国内で発生した本件１６地震（甲Ａ３２３・乙２０〔8頁〕）のうち，Ｍｗ６．５以上の２個の地震について，その発生した地震の震源域周辺と本件敷地周辺との地質，地質構造等の比較，検討を実施し，○Ａ平成２０年岩手・宮城内陸地震（以下「岩手・宮城内陸地震」という。Ｍｗ６．９）は，その震源域周辺（顕著な褶曲・撓曲構造が発達し，ひずみ集中帯に位置しており，逆断層を主体とする地域である。）と本件敷地周辺（ひずみ集中帯には位置しておらず，顕著な褶曲・撓曲構造は認められず，横ずれ断層を主体とする地域である。）の地質学的，地震学的背景が異なるため，検討対象から外すこととした一方，○Ｂ鳥取県西部地震（Ｍｗ６．６）は，その震源域周辺と本件敷地周辺の地質学的，地震学的背景が異なるものの，顕著な活断層が分布しておらず，横ずれ断層型が主体であり，相対的にひずみ速度が小さいなどの共通性も見られるため，これを「震源を特定せず策定する地震動」の検討対象地震として選定した。そして，鳥取県西部地震の震源近傍の記録としては，震源断層のほぼ直上に位置し，かつ，硬い岩盤上に設置されたダムの基礎上（監査廊内）の観測記録である賀祥ダムの観測記録を選定した。なお，賀祥ダムの堰体基礎下の地盤のせん断波速度（１２００～１３００ｍ／ｓ）は，本件各原子炉施設の解放基盤表面のＳ波速度１３５０ｍ／ｓと同等であるため，賀祥ダムの観測記録を本件各原子炉施設の解放基盤表面相当の地震動として扱い，これを「震源を特定せず策定する地震動」として策定した。


また，本件１６地震のうちＭｗ５．０から６．２までの１４個の地震については，これらの観測記録のうち本件敷地に大きな影響を与える可能性のある地震を抽出するため，加藤研一ほか「震源を事前に特定できない内陸地殻内地震による地震動レベル－地質学的調査による地震の分類と強震観測記録に基づく上限レベルの検討－」（２００４）（以下「加藤ほか（２００４）」という。）による応答スペクトルとの比較，検討を実施し，かつ，ボーリング調査等による精度の高い地盤情報（せん断波速度，減衰，非線形特性など）が得られている○Ｃ留萌支庁南部地震（Ｍｗ５．７）のＫ－ＮＥＴ港町観測点の観測記録を選定した。そして，同観測点においては，佐藤浩章ほか「物理探査・室内試験に基づく２００４年留萌支庁南部の地震によるＫ－ＮＥＴ港町観測点（ＨＫＤ０２０）の基盤地震動とサイト特性評価」（以下「佐藤ほか（２０１３）」という。）の知見において，深さ－４１ｍまでの地盤の物性値（せん断波速度など）や室内試験による深さ－６ｍまでの地盤の非線形特性（大きな揺れに伴うひずみの増加に応じたせん断波速度の低下や減衰の増加）に係る詳細なデータという精度の高い地盤データを基にはぎとり解析を実施し，深さ－４１ｍ（せん断波速度９３８ｍ／ｓ）での解放基盤波（５８５ガル）が推計されており，債務者は，この知見を基に，地盤の減衰定数のばらつき等を考慮し，解放基盤波（６２０ガル）を策定し，これを「震源を特定せず策定する地震動」として策定した。その上で，○Ｃ留萌支庁南部地震のＫ－ＮＥＴ港町観測点のはぎとり解析によって求めた地震動を基準地震動Ｓｓ－４（最大加速度６２０ガル）とし，○Ｂ鳥取県西部地震の賀祥ダムの観測記録を基に策定した地震動を基準地震動Ｓｓ－５（最大加速度５３１ガル）として策定した。
(ｳ)基準地震動Ｓｓの策定
前記(ｱ)及び(ｲ)記載のとおり，債務者は，「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」の評価結果に基づき，基準地震動Ｓｓとして，Ｓｓ－１（最大加速度５４０ガル），Ｓｓ－２（同２６８ガル），Ｓｓ－３（同５２４ガル），Ｓｓ－４（同６２０ガル）及びＳｓ－５（同５３１ガル）を策定した。なお，本件敷地地盤において観測された既往最大の地震による揺れは，平成１７年３月２０日福岡県西方沖地震時における最大加速度８５ガルである。また，債務者は，上記各基準地震動の年超過確率（基準地震動を超過する揺れが生ずる確率）について，１０－４ないし１０－６（１万年ないし１００万年に１回程度）であると評価している。
ウ原子力規制委員会による基準地震動Ｓｓの策定に関する新規制基準適合
性の審査結果について（乙２の2）
原子力規制委員会は，債務者が行った地震動評価の内容について審査した結果，本件設置変更許可申請における基準地震動は，各種の不確かさを考慮して，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適切に策定されていることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。その判断の具体的な内容は，以下のとおりである。
(ｱ)地下構造モデル
ａ解放基盤表面の設定
原子力規制委員会は，債務者が設定している解放基盤表面は，必要な特性を有し，要求されるせん断波速度を持つ硬質地盤の表面に設定されていることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。
ｂ敷地地盤の地下構造の評価
原子力規制委員会は，本件敷地及び敷地周辺の地下構造の評価に関して，債務者が行った調査の手法は，地質ガイド（敷地内及び敷地周辺の地質・地質構造調査に係る審査ガイド〔原管地発第１３０６１９１号〕。乙２４）を踏まえているとともに，調査結果に基づき地下構造を水平成層かつ均質と評価し，一次元地下構造モデルを設定しており，当該地下構造モデルは地震波の伝播特性に与える影響を評価するに当たって適切なものであることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。
(ｲ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
ａ震源として考慮する活断層
原子力規制委員会は，審査の過程において，債務者が当初，⑰壱岐北東部に複数の断層が分布するが，震源として考慮する活断層ではないと評価していたため，断層評価を再検討するように求め，債務者が，壱岐北東部に分布する断層群を一連の断層とし，震源として考慮する活断層として評価を見直したことも踏まえ，債務者が実施した震源として考慮する活断層の評価が，調査地域の地形・地質条件に応じて適切な手法，範囲及び密度で調査を実施した上で，その結果を総合的に評価し，活断層の位置，形状，活動性等を明らかにしていることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。
ｂ検討用地震の選定
原子力規制委員会は，審査の過程において，債務者が当初，⑲対馬南西方沖断層群と㉑宇久島北西沖断層群の同時活動を考慮する必要はないと評価していたため，それぞれの断層の位置や走向・傾斜を踏まえ，検討用地震の選定に際しては，これらの断層が連動する場合を考慮して評価することを求め，債務者が，これらを反映して検討用地震の選定に係る評価を示したことも踏まえ，債務者が実施した検討用地震の選定に係る評価が，活断層の性質や地震発生状況を精査し，既往の研究成果等を総合的に検討することにより検討用地震を複数選定するとともに，評価に当たっては複数の活断層の連動も考慮していることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。
ｃ地震動評価


原子力規制委員会は，審査の過程において，①竹木場断層の震源特性パラメータのうち基本ケースの○ｂ傾斜角については，債務者が当初９０度に設定していたため，地質調査結果を考慮して検討するように求め，債務者が，断層露頭での傾斜角の傾向や近年日本で発生した大規模な地震のうち横ずれタイプの地震の震源メカニズム解を踏まえ，基本ケースの傾斜角を西傾斜８０度に設定したこと（前記イ(ｱ)ｂ⒜参照）も踏まえ，債務者が実施した「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の評価については，検討用地震ごとに，不確かさを考慮して，応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価に基づき策定していることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。
(ｳ)震源を特定せず策定する地震動
原子力規制委員会は，審査の過程において，債務者が本件１６地震について観測記録等を収集していなかったことから，これら全ての地震について観測記録等の分析，評価を実施することを求め，このうち○Ｂ鳥取県西部地震について，鳥取県西部地震震源域と本件各原子炉施設周辺地域との間に地質学的背景に大きな地域差が認められないことを指摘するとともに，○Ｃ留萌支庁南部地震については，その地震観測記録について，既往の知見である微動探査等に基づく地盤モデルによるはぎとり解析のみならず，適切な地質調査データに基づく地盤モデルによるはぎとり解析等を求め，債務者が，鳥取県西部地震の観測記録を収集し，その地震動レベル及び地盤特性を評価し，震源近傍の観測記録を「震源を特定せず策定する地震動」として採用するとともに，留萌支庁南部地震については，佐藤ほか（２０１３）で推定された基盤地震動に不確かさを考慮した地震動を「震源を特定せず策定する地震動」として採用したことも踏まえ，債務者が実施した「震源を特定せず策定する地震動」の評価については，過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を精査し，各種の不確かさ及び敷地の地盤物性を考慮して策定していることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断した。
(ｴ)基準地震動の策定
原子力規制委員会は，債務者が，「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」に関し，敷地の解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動として基準地震動を策定していることから，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認した。
⑵原子力規制委員会の判断の合理性
ア審査基準である新規制基準の内容の合理性
新規制基準では，基準地震動を策定するに当たり，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することを前提として，「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」の双方を考慮し，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」については，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，検討用地震ごとに，不確かさを考慮して，応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価に基づき策定することとされ，「震源を特定せず策定する地震動」については，震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し，これらを基に敷地の地盤物性を加味した応答スペクトルを設定して策定することとされている（前記⑴ア参照）。このように，新規制基準は，複数の手法を併用して地震動を評価した上で，その結果を総合し，最も厳しい評価結果を基準地震動として採用することを想定しており，こうした基準地震動の策定の基本的な枠組みは，それ自体，合理的なものというべきである。また，新規制基準では，設置許可基準規則解釈において，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」について，「検討用地震の選定や基準地震動の策定に当たって行う調査や評価は，最新の科学的・技術的知見を踏まえること」（別記２第４条５項２号⑦）とされたり，「震源を特定せず策定する地震動」についても，その妥当性について，「最新の科学的・技術的知見を踏まえて個別に確認すること」（同項３号②）とされたりするなど，最新の科学的，技術的知見を踏まえて検討，評価を実施すべきであることが明確に要求されている。
さらに，新規制基準では，設置許可基準規則解釈において，不確かさの考慮についても，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」について，「基準地震動の策定過程に伴う各種の不確かさ（震源断層の長さ，地震発生層の上端深さ・下端深さ，断層傾斜角，アスペリティの位置・大きさ，応力降下量，破壊開始点等の不確かさ，並びにそれらに係る考え方及び解釈の違いによる不確かさ）については，敷地における地震動評価に大きな影響を与えると考えられる支配的なパラメータについて分析した上で，必要に応じて不確かさを組み合わせるなど適切な手法を用いて考慮すること」（同項２号⑤）とされたり，「震源を特定せず策定する地震動」について，「地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動について，確率論的な評価等，各種の不確かさを考慮した評価を参考とすること」（同項３号②）とされたりするなど，不確かさを考慮して評価すべきであることが明確に求められている。
以上検討したところによれば，基準地震動に係る新規制基準の内容には，相当の根拠，資料に基づき，合理性があることが疎明されたものというべきである。
イ調査審議及び判断の過程等における看過し難い過誤や欠落の不存在原子力規制委員会は，本件設置変更許可申請に対し，前記⑴イ記載のとおり債務者が行った地震動評価が，設置許可基準規則解釈別記２の要求する内容に適合するか否かの審査を行い，債務者が本件設置変更許可申請において策定した基準地震動は，設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合していることを確認したと判断したものである（前記⑴ウ参照）。そして，原子力規制委員会は，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である委員長及び委員４人をもって組織され，独立してその職権を行うとされ（前記１⑵参照），上記判断に至る過程においては，設置者（債務者）から多数回にわたるヒアリングを行うとともに，一般からの意見募集及びそこで提出された意見の検討を経て，新規制基準に適合しているとの判断を示したものであり（乙１２４，審尋の全趣旨），その調査審議及び判断過程に適正さを欠く部分があるとは認め難い。


かえって，前記⑴ウ記載のとおり，原子力規制委員会は，債務者に対し，上記審査の過程において，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の評価について，震源として考慮する活断層の断層評価，検討用地震の選定の際に考慮すべき事情，地震動評価の際の震源モデルのパラメータの設定について再検討を求めるとともに，「震源を特定せず策定する地震動」の評価について，本件１６地震の観測記録等の分析，評価を求めるとともに，○Ｂ鳥取県西部地震や○Ｃ留萌支庁南部地震の分析，評価の際に検討すべき事情を指摘するなどしたのであり，その調査審議は，厳格かつ詳細に行われたものと評価することができる。
以上によれば，原子力規制委員会における審査についても，厳格かつ適切に行われたものと評価するのが相当であり，債務者が行った基準地震動の策定について，新規制基準に適合するとした同委員会の調査審議及び判断の過程等に看過し難い過誤，欠落があるとは認められない。
ウまとめ
以上検討したところによれば，債務者は，①原子力規制委員会における調査審議に用いられた具体的審査基準の合理性並びに②当該基準の適合性に係る調査審議及び判断の過程等における看過し難い過誤や欠落の不存在を相当の根拠，資料に基づき疎明したものと認められる。
⑶債権者らの主張について
ア新規制基準の内容の合理性について
(ｱ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動についてａこれに対し，債権者らは，地震動審査ガイドにおける「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」について，①過去に発生した地震，地震動の知見の平均像を求めるものにすぎず，それを超える地震動が当然に発生し得る旨主張し，②これを裏付ける事実として，平成１７年以降の約１０年間で，基準地震動を超える地震として本件５事例が存在する旨指摘する（前記第２の４⑴（債権者らの主張）ア(ｱ)ａ⒜参照）。
ｂしかしながら，まず，上記①の点については，前記⑴で認定したとおり，新規制基準においては，基準地震動について，「敷地及び敷地周辺の地質・地質構造，地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なもの」として策定することとされ，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」については，「敷地に大きな影響を与えると予想される地震を複数選定し，選定した検討用地震ごとに，不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を，解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定すること」とされているのである（前記⑴ア参照）から，過去に発生した地震，地震動の知見の平均像そのものとして策定されるものでないことは明らかである。そして，債務者は，本件各原子炉施設における基準地震動を設定するに当たり，本件各原子炉施設への影響が最も大きいと選定した検討用地震である「竹木場断層による地震」及び「城山南断層による地震」（前記⑴イ(ｱ)ａ参照）について，震源モデルを設定するに当たり，詳細な活断層調査等の結果及び観測記録に基づく分析により把握した地域的な特性を踏まえ，基本震源モデルについて，断層長さ，断層幅，断層傾斜角，アスペリティ位置及び破壊開始点のいずれについても安全側に設定する（前記⑴イ(ｱ)ｂ⒜参照）とともに，これらのパラメータについて，基準地震動の策定過程における不確かさを考慮した不確かさ考慮モデルを設定した（前記⑴イ(ｱ)ｂ⒝参照）。その上，これらの震源モデルについて地震動評価をするに当たり，応答スペクトルに基づく地震動評価において，過去の地震動の平均像を地域的な特性を踏まえて補正すること（実際の観測記録が小さいことを踏まえて下方修正すること）も可能であったが，より安全側となるべく，補正を実施しなかったものである（前記⑴イ(ｱ)ｃ参照）。このように，債務者は，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」について，本件敷地及びその周辺における地域的な特性に加え，更に不確かさを考慮して策定しているということができる。
したがって，債権者らの上記主張は，こうした新規制基準の基本的考え方や債務者が実際に行った基準地震動の策定の過程を考慮しないものであって，失当であるというべきである。
ｃまた，上記②の点については，原子力発電所において基準地震動を超過する地震動を観測した本件５事例については，①宮城県沖地震，②能登半島地震及び③新潟県中越沖地震に係る各事例は，いずれも昭和５３年に制定された旧耐震設計審査指針（乙１１３）による基準地震動Ｓ２を超過した事例にすぎず，基準地震動ＳＳは，震源として考慮する活断層の活動時期の範囲が拡張されるとともに，断層モデルを用いた手法の全面的採用等により地震動評価の方法も高度化されるなど，基準地震動Ｓ２とは大きく異なるものである。したがって，上記各事例については，基準地震動の策定の合理性を否定する根拠に当たるものと直ちにいうことはできない。
上記の点をおくとしても，掲記の証拠及び審尋の全趣旨によれば，①宮城県沖地震に係る事例は，宮城県沖近海のプレート境界に発生する地震の地域的な特性として，短周期成分の卓越が顕著だったこと（○ⅰ震源特性）を要因とするものであったこと（乙１２，１３），②能登半島地震に係る事例は，短周期が励起する特性（短周期レベルＡが平均値よりやや大きい特性）をもつ地震であったこと（○ⅰ震源特性），敷地地盤の深部からの増幅特性によること（○ⅲサイト特性）を要因とするものであったこと（乙１４，１５），③新潟県中越沖地震に係る事例は，通常よりも強い揺れ（１．５倍程度）を生ずる地震であったこと（○ⅰ震源特性），深部地盤の不整形性の影響により地震動が２倍程度増幅する傾向があったこと（○ⅱ伝播経路特性），発電所敷地下の古い褶曲構造により地震動が増幅したこと（○ⅲサイト特性）を要因とするものであったこと（乙１６，１７），④東北地方太平洋沖地震に係る各事例は，想定を超える領域の連動による地震（連動型地震）であるとともに，短周期レベルＡが平均よりも大きい地震であったこと（○ⅰ震源特性）を要因とするものであったこと（乙１３，１８，１９）が認められる。このように，本件５事例がいずれも基準地震動を超過したのは，当該地点固有の地域的な特性による影響が見られることによるものということができる。


他方で，本件敷地周辺における地域的な特性をみると，上記①，④の事例のようなプレート間地震が敷地に及ぼす影響は小さいし，上記②，③の事例のようなひずみ集中帯又はその周辺の圧縮応力場で発生した逆断層型の地震と同様の地震が敷地周辺で発生する可能性は極めて低いということができる（前記⑴イ(ｱ)ａ参照）。また，債務者は，本件各原子炉施設の基準地震動の策定に当たり，本件５事例について基準地震動を超過した要因を踏まえ，○ⅰ震源特性に関しては，徹底した活断層調査，活断層の連動可能性を否定できない場合には連動の考慮，既往の知見の調査，敷地地盤で得られた観測記録の分析，震源の不確かさの考慮を行い，○ⅱ伝播経路特性及び○ⅲサイト特性に関しては，徹底した敷地又はその周辺の地下構造調査，敷地地盤で得られた観測記録に基づく検討等を行うこと（前記⑴イ(ｱ)ａ参照）により，本件５事例において基準地震動を超過した要因に係る知見を反映させている。以上によれば，本件５事例の存在が，新規制基準における基準地震動の策定方法やこれに基づく債務者の本件各原子炉施設に係る基準地震動の策定の内容の不合理性を裏付けるものということはできず，この点についての債権者らの上記主張を採用することはできない。
(ｲ)震源を特定せず策定する地震動について
ａ債権者らは，「震源を特定せず策定する地震動」について，その収集対象となる地震として本件１６地震が挙げられている点に関し，僅かな観測記録をもってその地震動の最大値を知ることなど不可能であるし，もともとリストに挙げられていた２２個の地震のうち６個の地震が合理的な理由もないのに対象から削除された旨主張する（前記第２の４⑴（債権者らの主張）ア(ｱ)ａ⒝参照）。
ｂしかしながら，地震動審査ガイド（甲Ａ３２３・乙２０）において「震源を特定せず策定する地震動」の収集対象地震として本件１６地震が挙げられているのは，兵庫県南部地震以降，地震・地震動観測やネットワーク技術が進歩し，国内の観測点が大幅に増加しており，震源近傍の地震動や観測点周辺の地盤等の状況，性状も分かりつつある状況を踏まえ，震源近傍で強震動の記録が取れており，規模が大きい内陸地殻内の地震をリストアップしたものと認められ（乙２１〔227頁〕，１０９〔257,258頁〕），その観測記録の精度も勘案すると，収集対象となる地震の数が１６個しかなかったことをもって，直ちに不合理であるということはできない。
また，原子力規制委員会は，兵庫県南部地震以降に国内で発生した内陸地殻内地震から，Ｍｗ６．５以下の国内のどこでも発生すると考えられる１４個の地震及びＭｗ６．６以上であっても事前に震源の特定が困難な８個の地震を抽出し，その後，地震等基準検討チームにおいて，上記の合計２２個の地震のうち，Ｍｗ６．６以上の地震（ただし，○Ａ岩手・宮城内陸地震，○Ｂ鳥取県西部地震を除く６個）について，地質体，地震断層出現の有無，活断層の分布，重力分布等を検討した結果，震源の特定が可能であるという判断の下，選定対象から除いたと認められる（乙２２）。このような判断を前提とすると，「震源を特定せず策定する地震動」の収集対象となる地震として，上記６個の地震をその対象から外したことが不合理であるということはできない。したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。
イ調査審議及び判断の過程等について
(ｱ)検討用地震の選定について
ａ債権者らは，債務者が，「震源を特定せず策定する地震動」の策定に当たり，鳥取県西部地震及び留萌支庁南部地震の二つの検討用地震を選定した方法も恣意的であり，基準そのものへの当てはめも不合理である旨主張する。
しかしながら，前記⑴イ(ｲ)で説示したとおり，債務者は，「震源を特定せず策定する地震動」の評価に当たり，本件１６地震のうち，Ｍｗ６．５以上の２個の地震について，○Ａ岩手・宮城内陸地震は，その震源域周辺と本件敷地周辺との地質，地質構造等を比較，検討した結果，両者の地質学的，地震学的背景が異なるため，検討対象から外すこととした一方，○Ｂ鳥取県西部地震は，その震源域周辺と本件敷地周辺の地質学的，地震学的背景が異なるものの，顕著な活断層が分布しておらず，横ずれ断層型が主体であり，相対的にひずみ速度が小さいなどの共通性も見られるため，検討対象地震として選定した。また，債務者は，Ｍｗ５．０から６．２までの１４個の地震について，加藤ほか（２００４）による応答スペクトルと比較，検討し，かつ，ボーリング調査等による精度の高い地盤情報（せん断波速度，減衰，非線形特性など）が得られている○Ｃ留萌支庁南部地震のＫ－ＮＥＴ港町観測点の観測記録を選定したものである。以上のような検討用地震の選定方法に特段不合理な点は見当たらず，債務者が鳥取県西部地震及び留萌支庁南部地震を選定した方法が恣意的であるということはできない。
また，基準そのものへの当てはめが不合理である旨の債権者らの主張については，その具体的な主張内容が明らかではないが，債務者が上記各検討用地震の観測記録を基に基準地震動を策定した過程についての証拠（乙１１）の内容を見ても，この点に不合理な点があるとは認め難い。
したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。ｂまた，債権者らは，債務者が，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の策定に当たり，検討用地震の一つとして選定した「城山南断層による地震」について，城山南断層の延長に存在する呼子南リニアメント及び名護屋断層が連続する活断層である可能性を考慮していない点に問題がある旨主張し，この主張に沿う証拠として，半田駿佐賀大学名誉教授の意見書（甲Ａ３４９），中谷円香の論文（甲Ａ３８２）を提出する。
しかしながら，そもそも，上記論文は，著者の略歴等も明らかにされておらず，その学術的な位置付けが明確なものではないから，その科学的信用性に乏しいものといわざるを得ない。


また，この点をおくとしても，上記意見書及び論文は，活断層の調査について，地下の電気抵抗を測定する方法（ＶＬＦ法）を用いて行っているところ，同方法が活断層の有無を判定する方法として科学的な合理性を有するものであることを裏付ける証拠がない。かえって，債務者は，同方法が，電磁波等を利用して地下の比抵抗（電気の流れやすさ）の分布を測定するもので，地盤の比抵抗が，乾湿や温度，風化や変質の程度，岩石を構成する鉱物の種類等を反映していることから，地盤の詳しい状態の調査に広く使われるものであるものの，活断層の有無の判断に資するものではない旨主張していることを勘案すれば，低比抵抗帯の存在をもって，活断層の存在が推測されると直ちに認めることはできない。なお，債権者らは，「活断層探査に活躍するＶＬＦ法」と題する論文（甲Ａ３８３）も提出するけれども，同論文も，その学術的な位置付けが不明確なものである上，その内容をみても，調査対象箇所に活断層が存在することを前提として，ＶＬＦ法によって当該活断層の地下構造の特徴として低比抵抗部を探査したものにすぎず，上記意見書等の裏付け証拠に当たるものということはできない。
そして，債務者は，城山南断層について，変動地形学的調査により，ＬＢ，ＬＣ及びＬＤから成るリニアメントを抽出し，地表地質調査の結果，リニアメントと同方向の小規模な断層又は節理が多くの地点で確認され，後期更新世以降の活動を否定できないため，活断層として評価し，その西側延長海域についても断層の存在を明確に否定できないことから，対岸までの区間（評価長さ１９㎞）を活断層として評価した（乙２５〔59~66頁〕）。その一方で，債務者は，呼子南リニアメントについて，変動地形学的調査により，ＬＤランクのリニアメントを抽出し，地表地質調査の結果，リニアメントを横断して，新第三系（２３０３万年前～２５８万年前）の東松浦玄武岩類の各層がずれることなくおおむね水平に連続していることが確認され，少なくとも鮮新世（５３３万年前～２５８万年前）以降の活動が認められないことから，活断層ではないと判断したものである（乙２５〔68~75頁〕）。こうした債務者の判断の合理性に疑義を挟むに足りる証拠又は事実は見当たらない。
また，名護屋断層については，これが活断層であることを裏付ける客観的な証拠はなく，債権者らの主張も，単に，呼子南リニアメントの延長に存在することを根拠とするものにすぎない。この点について，債務者は，地表地質調査及びボーリング調査の結果，リニアメントを横断して，新第三系の東松浦玄武岩類の各層がずれることなくおおむね水平に連続していることが確認され，少なくとも東松浦玄武岩類の堆積以降の活動が認められないことから，活断層ではないと判断したものであり（乙２５〔16~31頁〕），その判断には合理性が認められる。したがって，城山南断層の活断層の長さを名護屋断層まで延長させて評価すべきであるということはできない。
したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。
(ｲ)入倉・三宅式による評価の問題点について
債権者らは，前原子力規制委員会委員長代理である島崎邦彦の指摘を基に，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」による基準地震動を策定するに当たり，断層面積と地震モーメントの関係式として，入倉・三宅式を採用すると，地震モーメントが過小評価となる旨主張するので，以下検討する。
ａ入倉・三宅式及び武村式が適用される場面
⒜新規制基準においては，設置許可基準規則４条３項所定の基準地震動について，「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」について策定することとされ，「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の策定に当たり，選定した検討用地震ごとに不確かさを考慮して，応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を策定することが要求され，このうち断層モデルを用いた手法による地震動評価をするに当たっては，検討用地震ごとに，適切な手法を用いて震源特性パラメータを設定し，地震動評価を行うこととされている（前記⑴ア参照，設置許可基準規則解釈別記２第４条５項２号④ⅱ）〔乙４５［127~130頁］〕）。
そして，地震動審査ガイドにおいては，上記震源特性パラメータについて，活断層調査結果等に基づき，地震本部レシピ等の最新の研究成果を考慮し設定されていることを確認することとされているところ（Ⅰ３．３．２⑷①１）。甲Ａ３２３・乙２０〔4,5頁〕），地震本部レシピ（乙６６，１０７）においては，地震モーメント（Ｍｏ）を設定する際に，断層面積（Ｓ）と地震モーメントの関係式として，入倉・三宅式が採用されており，債務者も，Ｍｗ６．５相当（Ｍｏ≧７．５×１０18〔Ｎｍ〕）以上の地震の地震モーメントＭｏについては，次の式で表される入倉・三宅式を用いて設定している（前記⑴イ(ｱ)ｂ⒜参照）。
Ｍｏ＝（Ｓ／４．２４×１０１１）２×１０－７
これに対し，Ｍｗ６．５を下回る地震の場合には，Ｐ．Ｓｏｍｅｒｖｉｌｌｅほか「ＣｈａｒａｃｔｅｒｉｚｉｎｇＣｒｕｓｔａｌＥａｒｔｈｑｕａｋｅ    ＳｌｉｐＭｏｄｅｌｓ    ｆｏｒｔｈｅＰｒｅｄｉｃｔｉｏｎ    ｏｆＳｔｒｏｎｇ    ＧｒｏｕｎｄＭｏｔｉｏｎ」（以下「Ｓｏｍｅｒｖｉｌｌｅほか（１９９９）」という。）により，地震モーメントと震源断層の面積の関係は，次の式で表される。
Ｍｏ＝（Ｓ／２．２３×１０１５）３／２×１０－７


ただし，原理的には断層幅（Ｗ）が飽和しているかどうかでスケーリング則が変わるため，断層幅が飽和していない場合（内陸の活断層地震の断層幅は，地震規模が小さいときは，断層長さ（Ｌ）に比例する。Ｗ＝ｋＬｆｏｒ    Ｌ＜Ｗｍａｘ）は，Ｓｏｍｅｒｖｉｌｌｅほか（１９９９）の経験式を用い，断層幅が飽和している場合（ある規模以上の地震［Ｍｏ≧７．５×１０１８〔Ｎｍ〕］では，断層幅は飽和して一定値となる。Ｗ＝Ｗｍａｘｆｏｒ    Ｌ≧Ｗ）は，入倉・三宅式を用いる方が合理的であるとされる（乙６６，６７）。⒝他方で，武村式は，入倉・三宅式と同様に，過去の地震のデータを基に，断層パラメータ間（断層長さ又は断層面積と地震モーメント）の関係式を導き出しているものであり，具体的には，一定以上の地震モーメントの場合（Ｍｏ≧７．５×１０１８〔Ｎｍ〕）について，次の式で表されるものである（甲Ａ４４７）。
ＬｏｇＬ（㎞）＝１／２ｌｏｇＭｏ（ｄｙｎｅ・㎝）－１１．８２ＬｏｇＳ（㎢）＝１／２ｌｏｇＭｏ（ｄｙｎｅ・㎝）－１０．７１
ｂ入倉・三宅式の合理性
⒜入倉・三宅（２００１）の内容について
証拠（乙６７，６８）によれば，入倉・三宅（２００１）における強震動予測の概要は，次のとおりであると認められる。すなわち，入倉・三宅（２００１）は，従来の強震動予測が，起震断層の長さや代表的変位量から地震マグニチュードを推定し，地震動に関するマグニチュードと距離との関係式（距離減衰式）から対象地域の最大加速度，最大速度，震度などを推定するものであったが，兵庫県南部地震，鳥取県西部地震等の震災の経験から，上記のような強震動予測のみでは種々の異なる構造物の被害やその分布を説明することが困難であることが明らかとなってきたとする。そして，強震動は，震源となる断層の性質と震源から観測点に至る地下構造により地域的に異なり，結果として構造物に対する破壊力の強い地震動が生じた地域で大きな被害が引き起こされることになり，様々な構造物に対する地震動の破壊力を一つの指標で表すのは困難であり，それぞれの構造物，施設の動的な耐震性を知るには，地震動の時刻歴波形又は応答スペクトルの評価が必要となり，そのためには，震源断層の破壊過程及び震源から対象地点までの地下構造による波動伝播特性に基づいた強震動の予測がされなければならないとする。その上で，強震動予測を行うには，地質・地形学的アプローチだけではなく，地下にある断層の動きを知る必要があり，そのためには，地震記録や測地記録から断層運動を推定する地震学的アプローチとの連携が重要であり，活断層や地震活動の調査に基づく活断層ごとの地震危険度評価，これまでの地震動記録のインバージョン解析（逆解析）に基づく震源のモデル化，地下構造調査や地震動観測によるグリーン関数（ある地点に入力された情報が伝播し，評価地点で確認される応答を求めるもの）の評価を総合して，各地の地震動推定が可能となるとする。
以上を前提として，入倉・三宅（２００１）においては，強震動予測のための震源特性化の手続について，強震動予測のための震源モデルは，巨視的断層パラメータ，微視的断層パラメータ及びその他のパラメータにより，次のとおり，決定論的に与えられるとする。まず，巨視的断層パラメータとしては，活断層調査により同時に活動する可能性の高い断層セグメントの総和から断層長さが，地震発生の深さ限界から断層幅がそれぞれ推定され，長さと幅との積から断層面積が，断層面積と地震モーメントとの経験的関係から地震モーメントがそれぞれ推定され，断層の走向と傾斜角は，地質・地形・地理学的調査，更には反射法探査などから推定される。次に，微視的断層パラメータは，断層面上のすべり不均質性をモデル化するものであって，地震モーメントとアスペリティ面積の総和，最大アスペリティ面積，アスペリティ個数などに関する経験的関係から，アスペリティの面積及びそこでの応力降下量が与えられる。そして，入倉・三宅（２００１）は，上記の方法により予測された地震動は，これまでに得られている地震動の関係式や過去の大地震の被害分布などとの比較により，その有効性の検証がされる必要があるとするところ，その有効性については，兵庫県南部地震の震源モデル化及びそれに基づいた経験的グリーン関数法並びにハイブリッドグリーン関数法を用いて合成された強震動が観測記録と良く一致することで検証されている。
このように，入倉・三宅（２００１）における震源特性化の手続は，特定の活断層を想定した強震動の予測手法として，震源断層の破壊過程及び震源から対象地点までの地下構造による波動伝播特性に基づいた強震動の予測をするものであり，従来の地質・地形学的アプローチだけではなく，地下にある断層の動きを知るため，地震学的アプローチとの連携を図るものであって，現在の科学技術水準に照らして合理的なものということができ，その有効性についても，地震動の関係式や過去の大地震の被害分布などと比較して検証されているものである。
⒝地震本部レシピ（乙６６，１０７）について
国の地震調査研究推進本部は，地震防災対策特別措置法７条に基づき文部科学省に設置され，その下に，地震に関する観測，測量，調査又は研究を行う関係行政機関，大学等の調査結果等を収集し，整理し，及び分析し，並びにこれに基づき総合的な評価を行うため，関係行政機関の職員及び学識経験のある者を委員とする地震調査委員会が置かれている（同法１０条）。
そして，地震本部レシピは，地震調査委員会において実施してきた強震動評価に関する検討結果から，強震動予測手法の構成要素となる震源特性，地下構造モデル，強震動計算，予測結果の検証の現状における手法や震源特性パラメータの設定に当たっての考え方について取りまとめたものであり，地震本部レシピにおいては，地震モーメントと断層面積との関係式について入倉・三宅式を用いることとされているところ，地震調査委員会は，地震本部レシピ策定以降に実際に発生した鳥取県西部地震及び福岡県西方沖地震等の各観測波形と，これらの地震の震源像を基に地震本部レシピを用いて行ったシミュレーション解析により得られる理論波形とを比較，検討した結果，整合的であることを確認している（乙１１，審尋の全趣旨）のであるから，その内容の合理性が裏付けられているということができる。
⒞地震動審査ガイドの内容について


原子力規制委員会は，平成２５年６月，発電用軽水型原子炉施設の設置許可段階の耐震設計方針に関わる審査において，審査官等が設置許可基準規則及び設置許可基準規則解釈の趣旨を十分踏まえ，基準地震動の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的として，地震動審査ガイドを定めたところ（甲Ａ３２３・乙２０），その策定には，断層モデルを用いた手法による地震動評価に関する専門家を含めた地震等基準検討チームの検討が踏まえられている。そして，地震動審査ガイドにおいては，前記ａ記載のとおり，断層モデルを用いた手法による地震動評価の際の震源モデルの設定について，震源断層のパラメータは，活断層調査結果等に基づき，地震本部レシピ等の最新の研究成果を考慮し設定することを確認するものと定められており，地震本部レシピが，震源断層のパラメータの設定の確認方法の代表的な手法であるとして例示されている。
⒟まとめ
以上のとおり，入倉・三宅（２００１）における震源特性化の手続は，現在の科学技術水準に照らして合理的であり，その有効性についても検証されているのであるから，その内容を成す断層パラメータに関する経験式である入倉・三宅式にも相応の合理性があるということができる。そして，入倉・三宅式を採用した地震本部レシピは，専門家により構成される地震調査委員会において，平成１２年以降に我が国において発生した地震に係る地震観測記録を精度良く再現できることが確認されているものであり，地震等基準検討チームも，その内容が最新の知見を反映するものとして，震源断層のパラメータの設定方法の代表的な手法であると評価しているのであるから，その内容は，現在の科学技術水準に照らして合理的なものであるというべきである。
したがって，入倉・三宅式は，震源断層のパラメータを設定する際の地震本部レシピの一部を成すものとして，合理性を有するものということができる。
ｃ島崎邦彦の指摘の検討
⒜債権者らは，島崎邦彦が，活断層長さＬ（ｍ）と地震モーメントＭｏ（Ｎｍ）との関係式について，入倉・三宅式や武村式を含む四つの関係式を比較すると，入倉・三宅式については，他の関係式との比較を可能とするため，地震発生層１４㎞の垂直な断層を仮定して式を変形すると，「Ｍｏ＝１．０９×１０１０×Ｌ２」（仮に，断層の傾斜角を６０度とした場合，係数が１．４５となる。）と表すことができ，他の関係式に比して地震モーメントを過小評価することとなる旨述べていることを指摘する（甲Ａ３７６から３７８まで）。そこで検討すると，証拠（乙６７）によれば，入倉・三宅式は，地震動を生成する主要な断層運動は，地下にある断層面（震源断層）の動きであり，地表に現れる断層変位（地表地震断層）は，地下にある断層の運動の結果にすぎないため，地表地震断層の動きのみから断層運動全体を特性化することが困難であることを前提に，震源断層での動きに着目して，過去に発生した地震に係る震源断層面積の数値と地震モーメントの数値から関係式を策定したものであり，策定に当たって参照された地震データの震源断層面積は，地表に現れた断層長さをそのまま用いるものではなく，震源周辺の複数の観測地点で得られた地震観測記録から具体的な震源断層を推定して高精度に断層面積を求めるという震源インバージョンの手法を前提とするものであることが認められる。したがって，入倉・三宅式を用いて地震モーメントを求めるに当たっては，地表地震断層長さをそのまま用いるのではなく，地下の震源断層パラメータ（断層長さ，断層幅，断層傾斜角等）を個別の震源ごとに求めた上で，震源断層面積の値を代入することが予定されているということができる。しかしながら，島崎邦彦は，上記のとおり入倉・三宅式を変形させる際，断層幅を１４㎞，断層傾斜角を垂直にそれぞれ固定した上で，断層長さと地震モーメントの関係式に変形させており，入倉・三宅式により地震モーメントを求める際に代入することが予定された地下の震源断層パラメータを用いていない点で，科学的な合理性を失っているというべきである。この点について，島崎邦彦も，入倉・三宅式を含む四つの関係式は，いずれもしかるべきデータに基づき作られたものであり，入倉・三宅式は，震源インバージョンをした結果に対する正当な関係式であって，甲Ａ第３８０号証の論文中，「地震後に得られたデータと入倉・三宅式を用いて震源の大きさや断層のずれを計算すると，実際の値よりはるかに小さい。事前推定の問題があろうとなかろうと，入倉・三宅式の過小評価は変わらなく存在する。」と記載していた部分（657頁）について，平成２９年４月２４日に名古屋高等裁判所金沢支部で行われた証人尋問において，不正確な記述であったことを認めているのであり（甲Ａ３８１〔速記録5,29,30,39,48頁〕），入倉・三宅式を含む四つの関係式を比較して，同じ断層長さを代入した場合，入倉・三宅式による地震モーメントの値が最も小さくなること自体を問題視するものではないことを明らかにしている。
したがって，島崎邦彦の上記指摘は，事実上撤回されているものと評価することができ，当を得ないものであることが明らかである。⒝債権者らは，島崎邦彦が，地震発生前に使用できるのは活断層の情報であって，震源断層のものではないことを前提として，日本の陸域及びその周辺の７個の地殻内地震（マグニチュード７程度以上）について，その活断層の長さを各経験式に当てはめてそれぞれの地震モーメントを求め，観測値と比較すると，入倉・三宅式のみ，傾斜角が３０度の場合を除いて地震モーメントを過小評価している旨述べていることを指摘する。
しかしながら，上記指摘に係る島崎邦彦の論文（甲Ａ３７７）においては，上記経験式の当てはめに用いた断層長さ（活断層）について，具体的な数値や根拠が明確にされておらず，島崎邦彦も，地震学，強震動地震学，変動地形学，活断層学などの専門家による検証も行っていないことを認めていること（甲Ａ３８１〔速記録68頁〕）からしても，観測値との比較が適切にされたことの客観的な裏付けを欠くというべきである。
⒞債権者らは，島崎邦彦が，既存の断層面積の推定値から，入倉・三宅式を用いて平均的なずれの量（すべり量）を求め，ここから推定される変形が実測値と調和的かどうかを検討し，入倉・三宅式では，実測値の４分の１以下の変形しか説明できないことが分かった旨述べていることを指摘する。


しかしながら，上記指摘に係る島崎邦彦の講演の要旨を紹介した記事（甲Ａ３７９）を見ても，測量によって地震時の静的変形が観測されている三つの地震について，既存の断層面積の推定値から入倉・三宅式を用いて平均的なずれの量を求め，これから推定される変形が実測値と調和的かどうかを検討したことはわかるものの，その具体的な検討過程について記載されているわけではなく，上記指摘を裏付ける科学的な根拠を認めるに足りる証拠がない。⒟債権者らは，島崎邦彦が，熊本地震のデータを用いて検討し，入倉・三宅式による地震モーメントの推定値に対し，実測値が３．４倍であることを示した旨指摘する。
しかしながら，上記指摘に係る島崎邦彦の論文（甲Ａ３８０）においては，入倉・三宅式による地震モーメントの推定値について，熊原康博の発表結果に基づき，地表に現れた地表地震断層長さ３１㎞を用いるとともに，島崎邦彦において断層幅を１６㎞と設定することにより，断層面積を４９６㎢として算定しているところ，前記⒜で説示したとおり，入倉・三宅式においては，地表に現れた断層長さをそのまま用いるものではなく，震源周辺の複数の観測地点で得られた地震観測記録から具体的な震源断層を推定して高精度に断層面積を求めるという震源インバージョンの手法を前提とするものであることからすれば，上記論文における熊本地震のデータの検証においては，入倉・三宅式による地震モーメントの推定値について，その経験式の成り立ちを考慮せずに算定されたものというべきである。
⒠債権者らは，島崎邦彦によれば，入倉・三宅式を用いるべきか，他の経験式を用いるべきかは，地震後に判明したデータによって解析した震源パラメータを前提として，どちらの手法がより正確な地震モーメントを求めることができるかという問題ではなく，地震が発生する前に与えられている乏しい情報を前提として，どちらの手法がより将来発生する地震規模に近い結果を得ることができるかというポストディクションの問題である旨指摘する。
しかしながら，入倉・三宅（２００１）における震源特性化の手続は，特定の活断層を想定した強震動の予測手法として，震源断層の破壊過程及び震源から対象地点までの地下構造による波動伝播特性に基づいた強震動の予測をするものであり（前記ｂ⒜参照），地震調査委員会により，地震本部レシピ策定以降に実際に発生した鳥取県西部地震及び福岡県西方沖地震等の各観測波形と，これらの地震の震源像を基に，入倉・三宅式を含む地震本部レシピを用いた行ったシミュレーション解析により得られる理論波形が整合的であることが確認されているものである（前記ｂ⒝参照）。
そして，震源インバージョンとは，地震観測記録を用いて，実際に起きた地震における地下の断層面の動きを把握する手法の一つであり，複数の観測地点で得られた地震観測記録に基づき断層面を仮定し，当該断層面の各地点において生ずるすべり量及びすべりの方向等の地下の震源の動きを逆解析（インバージョン解析）によって求め，それらの結果から震源断層を推定する方法である。そして，震源インバージョンについては，平成１１年トルコ・Ｋｏｃａｅｌｉ地震（Ｍｗ７．４），同年台湾・Ｃｈｉ－Ｃｈｉ地震（Ｍｗ７．６）とも整合することが確認されているほか，平成７年以降に国内で発生した最新の１８個の内陸地殻内地震のうち，入倉・三宅式がその対象とするＭｗ６．５以上の８個の地震に関する震源インバージョン結果も，入倉・三宅式と良く一致することが確認されている。
（乙６７，７０，１１９，審尋の全趣旨）
加えて，原子力規制委員会は，熊本地震本震の震源インバージョンによる震源断層面積と地震モーメントとの関係が，入倉・三宅式と整合していることを確認している（乙６９）。
このように，入倉・三宅式により地震モーメントを求める際の前提となる強震動記録を用いた震源インバージョンによる断層パラメータは，精度が高いということができ，本件敷地において考慮すべき活断層の過去の地震観測記録が存在しない場合であっても，科学的に合理的な震源モデル（震源断層）を設定することは十分に可能であるというべきである。
ｄ以上検討したところによれば，債権者らがその主張の根拠とする入倉・三宅式に関する島崎邦彦の各指摘を踏まえても，断層パラメータに関する経験式である入倉・三宅式の合理性は失われないというべきであり，債権者らの上記主張を採用することはできない。
⑷まとめ
以上によれば，債務者が，原子力規制委員会における調査審議に用いられた具体的審査基準の合理性並びに当該基準の適合性に係る調査審議及び判断の過程等における看過し難い過誤や欠落の不存在を相当の根拠，資料に基づき疎明したということができ，かつ，債権者らの疎明を検討しても，債務者が策定した本件各原子炉施設の基準地震動が合理性を欠くため本件各原子炉施設の耐震安全性に欠けるところがあり，その運転に起因する放射線被ばくにより，債権者らの生命，身体に直接的かつ重大な被害が生ずる具体的な危険が存在するとは認められない。
したがって，争点⑵についての債権者らの主張を採用することはできない。４争点⑶（本件各原子炉施設における火山事象による重大事故発生の具体的危険性の有無）について
⑴認定事実等
前記前提事実並びに掲記の証拠及び審尋の全趣旨により認定した事実を総合すると，本件各原子炉施設における火山活動の評価に関する事実関係は，以下のとおりである。
ア検討対象火山の抽出について
(ｱ)火山ガイドの内容
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について，①地理的領域（原子力発電所から半径１６０㎞の範囲の領域）にある第四紀（約２５８万年前から現在まで）に活動した火山の，②完新世（第四紀の区分のうち最も新しいものであり，１万１７００年前から現在までの期間）における活動の有無を確認するとともに，③完新世に活動を行っていない火山については過去の活動を示す階段ダイヤグラムを作成し，将来の火山活動可能性が否定できない場合は，個別評価対象とすることとしている。（甲Ｂ２４，乙２の5〔64頁〕，１３４）
(ｲ)債務者の評価


これを受けて，債務者は，文献調査及び地形・地質調査により，本件各原子炉施設から半径１６０㎞の範囲に存在する第四紀に活動した火山の噴出物の分布等を把握し，阿蘇カルデラを含む４９個の検討対象火山を抽出するとともに，九州地方において過去に破局的噴火が発生した４個のカルデラ火山を抽出した上で，これらの５３個の火山の将来の活動可能性について，最後の活動終了からの期間が過去の最大休止期間又は１００万年を超えるものについては将来の活動可能性がないとして評価した結果，本件５カルデラ火山及びその他１６個の火山（壱岐火山群，多良岳，小値賀島火山群，雲仙岳，南島原，金峰山，万年山火山群，船野山，涌蓋火山群，福江火山群，九重山，立石火山群，野稲火山群，由布岳，高平火山群，鶴見岳）の合計２１個の火山を抽出した。（乙２の5，２６〔3~8頁〕）
イ抽出された火山の火山活動に関する個別評価について
(ｱ)火山ガイドの内容
火山ガイドは，上記ア記載の評価により将来の活動可能性があると評価した火山については，原子力発電所の運用期間中において設計対応が不可能な火山事象を伴う火山活動の可能性の評価を行うこととし，この際，検討対象火山の活動を科学的に把握する観点から，過去の火山活動履歴とともに，必要に応じて地球物理学的及び地球化学的調査を行い，現在の火山の活動の状況も併せて評価することとするとし，具体的には，地球物理学的観点からは，検討対象火山に関連するマグマ溜まりの規模や位置，マグマの供給系に関連する地下構造等について，地球化学的観点からは，検討対象火山の火山噴出物等について分析することにより，火山の活動状況を把握するとしている。
そして，火山ガイドは，①設計対応不可能な火山事象について，火砕物密度流（表１番号２），溶岩流（同３），岩屑なだれ，地滑り及び斜面崩壊（同４），新しい火口の開口（同８），地殻変動（同１１）の５事象とし，②火山活動の可能性評価について，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出の際に行われる文献調査，地形・地質調査及び火山学的調査と，必要に応じて実施すべき地球物理学的及び地球科学的調査の結果を基に，原子力発電所の運用期間中における検討対象火山の活動の可能性を総合的に評価することとし，③火山活動の規模と設計対応不可能な火山事象の評価について，検討対象火山の調査結果から噴火規模を推定し，調査結果から噴火の規模を推定できない場合は，検討対象火山の過去最大の噴火規模とすることとし，設定した噴火規模における設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいかどうかを評価することとしている。そして，設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいと評価できない場合，原子力発電所の立地は不適と考えられるとしている。
（甲Ｂ２４，乙１３４）
(ｲ)債務者の評価の方法
これを受けて，債務者は，上記２１個の火山のうち，過去に破局的噴火を発生させた本件５カルデラ火山については，噴火履歴の特徴として，①活動間隔，②噴火ステージを検討するとともに，地下構造として，③マグマ溜まりの状況を検討し，現在のマグマ溜まりが破局的噴火直前の状態にあるかを検討し，現在の噴火ステージにおける既往最大規模の噴火を考慮した。また，その他の火山については，運用期間中の噴火規模として既往最大規模の噴火を考慮することとした。
ここで，①活動間隔は，破局的噴火の活動間隔と最新の破局的噴火からの経過時間との比較により，破局的噴火のマグマ溜まりを形成するのに必要な時間が経過しているかを検討するものである。また，②噴火ステージは，ＳｈｉｎｊｉＮＡＧＡＯＫＡ「ＴＨＥ    ＬＡＴＥＱＵＡＴＥＲＮＡＲＹ    ＴＥＰＨＲＡＬＡＹＥＲＳ    ＦＲＯＭＴＨＥ    ＣＡＬＤＥＲＡＶＯＬＣＡＮＯＥＳ    ＩＮＡＮＤ    ＡＲＯＵＮＤＫＡＧＯＳＨＩＭＡ    ＢＡＹ，ＳＯＵＴＨＥＲＮＫＹＵＳＹＵ，ＪＡＰＡＮ」（和訳：「南九州地方の鹿児島湾周辺におけるカルデラ火山の第四紀後期テフラ層」。乙２８。以下「ＮＡＧＡＯＫＡ（１９８８）」という。）による噴火ステージの区分を参考に，⒜プリニー式噴火ステージ（破局的噴火に先行してプリニー式噴火が間欠的に発生する。），⒝破局的噴火ステージ（破局的噴火により大規模火砕流が発生する。），⒞中規模火砕流噴火ステージ（破局的噴火時の残存マグマによる火砕流噴火が発生する。），⒟後カルデラ火山噴火ステージ（多様な噴火様式の小規模噴火が発生する。）の四つの噴火ステージが単一サイクルにより順次発生することを前提に，各カルデラにおける現在の噴火ステージを検討するものである。
さらに，③マグマ溜まりの状況は，破局的噴火を発生させる珪長質マグマは，苦鉄質マグマに比べて密度が小さく，地殻の密度と釣り合う深さは約１０㎞以浅であると考えられていることなどから，約１０㎞以浅のマグマ溜まりの有無等を検討するものである。
（乙２の5，２６〔11,12頁〕，２８）
(ｳ)債務者の本件５カルデラ火山の運用期間中の噴火規模の評価（設計対応不可能な火山事象の影響を及ぼす可能性の評価）
債務者は，阿蘇カルデラについて，次のとおり検討した。すなわち，阿蘇カルデラにおける破局的噴火については，最短の活動間隔が約２万年であるのに対し，最新の破局的噴火からの経過時間が約９万年に達しているため，破局的噴火のマグマ溜まりを形成している可能性がある一方，破局的噴火を発生させる供給系ではなくなっている可能性等も考えられる。この点について，阿蘇カルデラにおける現在の噴火活動は，最新の破局的噴火以降，阿蘇山において草千里ヶ浜軽石等の多様な噴火様式の小規模噴火が発生しているにとどまり，プリニー式噴火が間欠的に発生しているものではないことから，阿蘇山における後カルデラ火山噴火ステージと考えられる。また，苦鉄質火山噴出物及び珪長質火山噴出物の給源火口の分布や地球物理学的情報から，地下約１０㎞以浅に，大規模なマグマ溜まりはないと考えられる。したがって，阿蘇カルデラについては，破局的噴火直前の状態ではなく，本件各原子炉施設の運用期間中に破局的噴火が起こる可能性は極めて低いと判断した。（乙２６〔15~19頁〕，３８から４０まで）


また，債務者は，その余の加久藤・小林，姶良，阿多及び鬼界各カルデラについても，同様の方法により，①活動間隔，②噴火ステージ，③マグマ溜まりの状況を検討し，いずれも本件各原子炉施設の運用期間中に破局的噴火が起こる可能性は極めて低いと判断した。（乙２６〔21~36頁〕）
ウ火山活動のモニタリング及びその兆候把握時の対応について
(ｱ)火山ガイドの内容
火山ガイドは，上記イ記載の個別評価により運用期間中の火山活動の可能性が十分小さいと評価した火山であっても，設計対応不可能な火山事象が発電所に到達したと考えられる火山に対しては，噴火可能性が十分小さいことを継続的に確認することを目的として，運用期間中のモニタリングを行い，噴火可能性につながるモニタリング結果が観測された場合には，必要な判断，対応をとる必要があることとしている。（甲Ｂ２４，乙１３４）
(ｲ)債務者が実施するモニタリング等の内容
債務者は，本件５カルデラ火山については，自然現象における不確かさ及び本件敷地への影響を考慮した上で，地殻変動や地震活動等の火山活動のモニタリングを実施し，具体的には，公的機関による発表情報等を収集，分析するとともに，第三者の外部専門家による助言を得る仕組みを構築し，一般的な噴火モデルを踏まえると，マグマ溜まりへのマグマの供給，マグマの上昇等の段階を経て，噴火に至るとされ，破局的噴火時においても同様の段階を長時間かけて進展すると考えられるところ，これらの段階のうち，最も早期の段階であるマグマの供給時に変化が表れる地殻変動及び地震活動をモニタリングの対象項目とし，破局的噴火への発展の可能性が認められた場合には，原子炉の停止，燃料体等の搬出等の適切な対応を実施することとしている。（乙２の5，２６〔58~76頁〕）
エ本件敷地において考慮する火山事象の影響評価について
(ｱ)火山ガイドの内容
火山ガイドは，原子力発電所の運用期間中において設計対応不可能な火山事象によって原子力発電所の安全性に影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価された火山について，それが噴火した場合，原子力発電所の安全性に影響を与える可能性のある火山事象について，前記イ(ｱ)記載の５事象に加え，降下火砕物（表１番号１），火山性土石流，火山泥流及び洪水（同５），火山から発生する飛来物（噴石）（同６），火山ガス（同７），津波及び静振（同９），大気現象（同１０），火山性地震とこれに関連する事象（同１２），熱水系及び地下水の異常（同１３）から抽出し，その影響評価を行うこととしている。（甲Ｂ２４，乙１３４）
(ｲ)債務者の評価
債務者は，本件５カルデラ火山については現在の各噴火ステージにおける既往最大規模の噴火を考慮するとともに，その他の１６個の火山については，各火山の既往最大規模の噴火を考慮して，それぞれ本件各原子炉施設への火山事象の影響を評価した。
その結果，降下火砕物（火山灰等）を除く火山事象（火砕物密度流，溶岩流，岩屑なだれ，地滑り及び斜面崩壊，新しい火口の開口，地殻変動等）については，いずれも各火山の噴火規模と本件各原子炉施設までの距離との関係等を踏まえると，本件敷地には影響がないことを確認した。（乙２の5〔67頁〕，２６〔42~44,54~56頁〕）。また，降下火砕物（火山灰等）については，過去最も影響が大きかった約５万年前の九重第１噴火を想定し，地質調査結果，文献調査結果及び数値シミュレーション結果を踏まえ，層厚１０㎝の降下火砕物（火山灰等）が生じた場合についての評価として，降下火砕物によって安全機能を失うおそれのある安全上重要な建物・機器等を評価対象施設として抽出し，各評価対象施設の特徴（形状，機能，外気吸入や海水の通水の有無等）を考慮した上で，降下火砕物による直接的影響（荷重，閉塞，摩耗等）及び間接的影響を評価し，直接的影響により安全性が損なわれることがないこと，間接的影響として，降下火砕物による外部電源喪失及び交通の途絶を想定しても，非常用ディーゼル発電機の７日間連続運転により，原子炉及び使用済燃料ピットの安全性を確保できることを確認した。（乙２の5〔67~72頁〕，２６〔45~53頁〕）オ原子力規制委員会による火山の影響に対する設計方針の審査結果について設置許可基準規則は，「安全施設は，想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。」と定め（６条１項），設置許可基準規則解釈においては，上記想定される自然現象は，敷地の自然環境を基に，火山の影響等から適用されるものをいうとされる（乙４５〔13頁〕）。
そして，原子力規制委員会は，火山ガイドに基づき，債務者が行った火山の影響に対する設計方針の内容について審査した結果，その内容が設置許可基準規則に適合するものと判断した。その判断の具体的な内容は，以下のとおりである。（乙２の5）
(ｱ)原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出原子力規制委員会は，債務者が実施した本件各原子炉施設に影響を及ぼし得る火山の抽出は，階段ダイヤグラムの作成等により過去の火山活動履歴を評価して行われていることから，火山ガイドを踏まえていることを確認した。
(ｲ)原子力発電所の運用期間における火山活動に関する個別評価原子力規制委員会は，債務者が実施した本件各原子炉施設の運用期間中の検討対象火山の活動の評価は，過去の活動履歴の把握や地球物理学的調査に基づいており，これらの手法が火山ガイドを踏まえていることを確認するとともに，債務者が本件各原子炉施設の運用期間に設計対応不可能な火山事象が本件各原子炉施設に影響を及ぼす可能性が十分に小さいと評価していることは妥当であると判断した。
(ｳ)火山活動のモニタリング
原子力規制委員会は，債務者が，設計対応不可能な火山事象が敷地に到達することはないと評価し，自然現象における不確かさ及び敷地への影響を考慮した上で，九州において過去にＶＥＩ７以上の破局的噴火（乙２６〔78頁〕参照）が発生した火山を対象に噴火可能性が十分小さいことを継続的に確認することを目的として運用期間中のモニタリングを計画していることについては，監視対象，監視項目及び監視の方法，定期的評価の方針並びに火山活動の兆候を把握した場合の対処方針を示していること等から，火山ガイドを踏まえていることを確認した。
(ｴ)原子力発電所への火山事象の影響評価
原子力規制委員会は，審査の過程において，九重山を対象とした降下火山灰シミュレーションにおいて，既往文献を踏まえ，噴出量を６．２㎦とし，風向きの不確かさも考慮して評価することを求め，債務者が，これらを反映したケースでも降下火山灰シミュレーションを行い，降下火砕物の影響評価を示したことも踏まえ，債務者が実施した設計対応不可能な火山事象以外の火山事象の影響評価については，文献調査，地質調査等により，本件各原子炉施設への影響を評価するとともに，数値シミュレーションによる降下火砕物の検討も行っていることから，火山ガイドを踏まえていることを確認した。


(ｵ)火山活動に対する防護に関して，設計対象施設を抽出するための方針原子力規制委員会は，債務者による設計対象施設を抽出するための方針が，安全重要度分類指針に従って，降下火砕物によって安全機能が損なわれるおそれがある構築物，系統及び機器並びに上位クラスへ影響を及ぼし得る施設について，火山ガイドを踏まえて降下火砕物の特徴を考慮した上で，適切に抽出するものとしていることを確認した。
(ｶ)降下火砕物による影響の選定
原子力規制委員会は，債務者による降下火砕物が直接及ぼす直接的影響とそれ以外の間接的影響の選定が，火山ガイドを踏まえたものであり，降下火砕物の特徴及び設計対象施設の特徴を考慮していることを確認した。
(ｷ)設計荷重の設定
原子力規制委員会は，債務者による設計荷重の設定が，設計対象施設ごとに常時作用する荷重及び運転時荷重を考慮するものとしていることを確認した。
(ｸ)降下火砕物の直接的影響に対する設計方針
原子力規制委員会は，債務者の設計について，建屋等の許容荷重が設計荷重に対して余裕を有することにより構造健全性を失わず，安全機能が損なわれない方針としていることを確認した。
また，原子力規制委員会は，債務者の設計が降下火砕物や設計対象施設の特徴を踏まえ，降下火砕物の侵入による機械的影響（閉塞，摩耗）に対する対策として，平型フィルタ等の設置や換気空調系の停止により，安全施設の安全機能が損なわれないようにするとともに，原子炉制御室にあっては閉回路循環運転等により居住性を確保していることを確認した。
さらに，原子力規制委員会は，債務者の設計が降下火砕物の特徴を踏まえ，設計対象施設に与える化学的影響，機械的影響その他の影響に対して，安全機能が損なわれない方針としていることを確認した。そして，原子力規制委員会は，債務者が降下火砕物の除去等について，除灰作業等に必要な資機材を確保するとともに，手順等を整備する方針としていることを確認した。
以上のとおり，原子力規制委員会は，債務者が降下火砕物の直接的影響により安全機能が損なわれないとしており，この設計方針が火山ガイドを踏まえていることを確認した。
(ｹ)降下火砕物の間接的影響に対する設計方針
原子力規制委員会は，債務者の設計が降下火砕物の間接的影響として外部電源喪失及び交通の途絶を想定し，ディーゼル発電機及びタンクローリを備え，７日間の連続運転を可能とする方針が火山ガイドを踏まえたものであることを確認した。
⑵本件各原子炉施設の立地評価について
ア原子力規制委員会の審査基準の合理性について
(ｱ)原子力規制委員会が本件各原子炉施設について火山の影響に対する安全性の審査に当たり参照した火山ガイドは，前記⑴アからエまでの各(ｱ)で認定したとおり，火山影響評価について，立地評価と影響評価の２段階で行うこととし，立地評価においては，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山を抽出し（前記⑴ア(ｱ)参照），設計対応不可能な火山事象が原子力発電所の運用期間中に影響を及ぼす可能性の評価を行うこととし，その可能性が十分小さいと評価されない場合には，原子力発電所の立地を不適と考えることとする一方（前記⑴イ(ｱ)参照），その可能性が十分小さいと評価された場合には，火山活動のモニタリング及びその兆候把握時の対応を適切に行うことを条件として（前記⑴ウ(ｱ)参照），個々の火山事象に対する影響評価を行うこと（前記⑴エ(ｱ)参照）を定めており，その判断枠組み及び内容に不合理な点があるとは認められない。(ｲ)火山ガイドは，火山活動の可能性評価について，原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出の際に行われる文献調査，地形・地質調査及び火山学的調査と，必要に応じて実施すべき地球物理学的及び地球科学的調査の結果を基に，原子力発電所の運用期間中における検討対象火山の活動の可能性を総合的に評価することとしているところ，現時点での科学的知見によったとしても，検討対象火山の噴火の時期及び規模を的確に予測すること（噴火の予知）は困難と考えられることから，上記の内容の合理性を検討する必要がある。
この点について，少なくともＶＥＩ７以上の規模の破局的噴火については，その影響が全国的規模で生活基盤や社会の諸機能に深刻な被害を与えるにとどまらず，地球的規模でその生態系等に影響を与えるものであり（甲Ｂ７，乙２７参照），その被害の規模及び態様は，発電用原子炉施設について想定される原子力災害をはるかに上回るものということができる。そして，我が国の現在の法制度の下では，こうした規模の自然災害の危険性については，その発生の可能性が相応の根拠をもって示されない限り，各種の規制による安全性確保の上で考慮されておらず，このことは，この種の危険性については想定せず，これを容認するという社会通念の反映とみることができる。そうすると，原子力利用に関する現行法制度の下においても，これを自然災害として想定すべきであるとの立法政策がとられていると解することはできない。したがって，少なくともＶＥＩ７以上の規模の破局的噴火については，その発生の可能性が相応の根拠をもって示されない限り，発電用原子炉施設の安全性確保の上で自然災害として想定しなくても，当該発電用原子炉施設が客観的にみて安全性に欠けるところがあるということはできないし，そのように解しても，本件改正後の原子炉等規制法の趣旨に反するということもできない。これを火山の影響に係る立地評価の基準についていえば，当該発電用原子炉施設の運用期間中にそのような噴火が発生する可能性が相当の根拠をもって示されない限り，立地不適としなくても，原子炉等規制法や設置許可基準規則６条１項の趣旨に反するということはできない。
火山ガイドの前記定めは，以上の観点に基づき解するのが相当であり，火山事象に対する安全性の評価に関する原子力規制委員会の審査の合理性については，以上を踏まえて検討するのが相当である。
イ債権者らの主張の検討
債権者らは，阿蘇カルデラについて，①噴火間隔に関し，直近の噴火から約９万年が経過していることからすれば，いつ破局的噴火が発生してもおかしくないこと，②過去の破局的噴火を見ても，噴火ステージ理論との関連性が明らかではなく，突然のプリニー式噴火の直後に破局的噴火が発生する可能性も高いこと，③マグマ溜まりの規模や位置を正確に特定したり，その不存在を確認したりすることはできないことを主張する。(ｱ)そこで検討すると，まず，上記①の点については，確かに，「火山学者緊急アンケート」（甲Ｂ２５）においては，「カルデラ噴火が複数回発生した阿蘇山では最短間隔が２万年であることを考慮すべきである。すなわち，最終噴火から２万年を経過したカルデラ火山は既に再噴火の可能性がある時期に到達したと考えるべきであろう。」との藤井敏嗣の指摘が紹介されている。


しかしながら，債務者の評価及びこれに基づく原子力規制委員会の審査結果は，噴火間隔に加え，噴火ステージとマグマ溜まりの状況から総合的な評価を行っている（前記⑴イ(ｲ)・(ｳ)，オ(ｲ)参照）ところ，阿蘇カルデラについては，前記⑴イ(ｳ)記載のとおり，直近の噴火から約９万年が経過しているとしても，最新の破局的噴火以降，プリニー式噴火が間欠的に発生しているものではないことから，阿蘇山における後カルデラ火山噴火ステージと考えられること，地下約１０㎞以浅に，大規模なマグマ溜まりはないと考えられることを踏まえ，破局的噴火直前の状態ではないと判断したものであり，上記①の指摘及びこれに沿う上記アンケートの記載を踏まえても，噴火間隔の点のみをもってその判断が不合理なものであると直ちにいうことはできない。
この点に関し，債務者は，火山活動に関する個別評価において，マグマ溜まりの状況を検討し，現在のマグマ溜まりが破局的噴火直前の状態にあるかを検討することとしているところ（前記⑴イ(ｲ)参照），破局的噴火を起こすためには，地下深さ１０㎞よりも十分浅い位置に大規模な珪長質のマグマ溜まりが存在することを要することについては，㋐荒巻重雄「カルデラ噴火の地学的意味」（乙３１）において，「カルデラを形成する大規模火災噴火の特徴は，地下数㎞にあるマグマ溜まりに存在していた大量の珪長質マグマが発泡し，急激な体積の膨張に伴ってマグマの一部が地表に噴出するというメカニズムにある。」と述べられていること，㋑下司信夫「大規模火災噴火と陥没カルデラ：その噴火準備と噴火過程」（乙１２７）において，大規模噴火の駆動過程として，大規模噴火を発生させるためには，地殻内部の深さ数㎞程度の浅所に巨大なマグマ溜まりが形成されている必要がある旨記載されていること，㋒安田敦ほか「姶良火砕噴火のマグマ溜まり深度」（乙１２９）において，姶良カルデラにおける約３万年前の破局的噴火に関し，マグマ溜まりの上部が４～５㎞程度の地殻浅部にまで広がっていた旨記載されていること，㋓篠原宏志ほか「火山研究解説集：薩摩硫黄島」（乙３４）において，鬼界カルデラにおける約７３００年前の破局的噴火について，噴火直前に，深さ３～７㎞にかけて，巨大な流紋岩マグマ溜まりが存在していた旨記載されていること，㋔高橋正樹「超巨大噴火のマグマ溜りに関する最近の研究動向」（乙３５）において，約２万６０００年前の破局的噴火であるＯｒｕａｎｕｉ噴火について，深さ６～１２㎞にあった超巨大マグマ溜まりから流紋岩質マグマが絞り出され，深さ３．５～６㎞にある浅所巨大マグマ溜まりに１０００年～数百年かけて移動し，その後噴火した旨記載されていることなど，多くの知見及び実例により裏付けられているのであり，上記評価の方法にも合理性があるということができる。
(ｲ)また，上記②の点については，前記⑴イ(ｲ)記載の認定事実及び証拠（乙２６，２８）によれば，ＮＡＧＡＯＫＡ（１９８８）は，鹿児島地溝のカルデラ火山の噴火サイクルに関し，第四期後期の間に生じた火山性堆積物の分析等に基づき，姶良カルデラ及び阿多カルデラにおいては，破局的噴火に先行してプリニー式噴火が断続的に発生する「プリニー式噴火ステージ」，破局的噴火が発生する「大規模火砕流噴火ステージ」，破局的噴火後の残存マグマによる火砕流を噴出する「中規模火砕流噴火ステージ」及び多様な噴火様式の小規模噴火が発生する「小規模噴火ステージ」の四つの噴火ステージが周期的に発生し，５から８万年続く噴火サイクルを構成していることを明らかにしていることが認められ，ＮＡＧＡＯＫＡ（１９８８）による噴火ステージ論は，それ自体，有効な参照資料であるということができる。また，前記(ｱ)で説示したとおり，債務者は，噴火ステージのみならず，マグマ溜まりの状況から総合的な評価を行っているのであり，上記②の指摘をもって，債務者の判断が合理性を欠くということはできない。
(ｳ)さらに，上記③の点については，証拠（乙３８から４０まで）及び審尋の全趣旨によれば，Ｙ．Ｓｕｄｏ・Ｌ．Ｓ．Ｌ．Ｋｏｎｇ「Ｔｈｒｅｅ－ｄｉｍｅｎｓｉｏｎａｌｓｅｉｓｍｉｃ    ｖｅｌｏｃｉｔｙｓｔｒｕｃｔｕｒｅｂｅｎｅａｔｈ    ＡｓｏＶｏｌｃａｎｏ，Ｋｙｕｓｙｕ，Ｊａｐａｎ」（和訳：「九州阿蘇火山下の三次元地震波速度構造」。乙３８）によれば，阿蘇カルデラの地下６㎞にマグマ溜まりと考えられる低速度領域の存在が認められるとされているものの，このマグマ溜まりについては，三好雅也ほか「阿蘇カルデラ形成後に活動した多様なマグマとそれらの成因関係について」（乙３９）によれば，苦鉄質火山噴出物の供給火口がカルデラ中央部に分布し，その周囲により珪長質な火山噴出物の給源火口が分布する傾向があり，この火口分布は，大規模な珪長質マグマ溜まりがカルデラ直下に存在する場合に想定される分布とは異なると分析されている（乙２６〔17頁〕）。また，高倉伸一ほか「ＭＴ法による阿蘇カルデラの比抵抗断面」（乙４０）によれば，比抵抗構造解析結果において，少なくとも阿蘇カルデラの地下１０㎞以浅に大規模なマグマ溜まりの存在を示す低比抵抗体は検出されていないとされている。さらに，三好雅也「カルデラ火山地域における大規模噴火再発の可能性評価」（乙１３０）においては，阿蘇カルデラ形成後の火山噴出部について，年代測定及び化学組成分析を行った結果，珪長質マグマの活動は３万年前から２万年前の最盛期を境に減少し，過去１万年間においてはほとんど玄武岩マグマのみが活動しており，現在のカルデラ直下の地殻浅部には，カルデラ形成噴火時のような大規模珪長質マグマは蓄積されていないと考えられる旨記載され，大倉敬宏「測地学的手法による火山活動の観測について」（乙１３１）においては，測地学的手法による観測によって得られた阿蘇カルデラの地殻変動のデータを分析した結果，阿蘇カルデラの地下約６㎞付近にマグマ溜まりが存在するが，全体として縮小傾向にあり，地下約１５㎞にもマグマ溜まりと考えられる変動源が存在するものの，最大４５㎦のマグマの一部分であることから，今後の阿蘇の火山活動は，１９３０年代のような大規模なものではなく，大規模なカルデラ噴火が起こるような状態ではないと推定される旨記載されている。


以上の知見によれば，少なくとも，阿蘇カルデラにおいて，地下１０㎞以浅に破局的噴火を引き起こすような大規模なマグマ溜まりは存在しないことが確認されているということができる。
(ｴ)したがって，債権者らの上記指摘を踏まえても，本件各原子炉施設の運用期間中の阿蘇カルデラにおける破局的噴火の可能性に関する債務者の評価及びこれを踏まえた原子力規制委員会の審査結果に合理性を欠く点が含まれるということはできない。
⑶モニタリングについて
ア債権者らは，債務者が行うとするモニタリングについて，巨大な噴火の前兆を予知することは極めて困難であるし，仮に，予知することができたとしても，燃料棒や使用済燃料を安全に搬出する期間を考慮すると，放射性物質を放出し続ける重大事故を避けられない旨主張する。しかしながら，前記⑴ウ記載のとおり，債務者は，本件５カルデラ火山について，自然現象における不確かさ及び本件敷地への影響を考慮した上で，地殻変動や地震活動等の火山活動のモニタリングを実施し，マグマの供給時に変化が表れる地殻変動及び地震活動をその評価の対象項目としているところ，その監視対象，監視項目及び監視の方法，定期的評価の方針によれば，破局的噴火の兆候等の有無を評価することが困難とまで断定することはできない（この点について，債務者は，今後も，破局的噴火の兆候等の有無の評価に関する知見を収集し，火山専門家等の助言を得ながら，破局的噴火の評価手法の高度化を継続的に行っていくこととしている。）。また，債務者は，火山活動の兆候を把握した場合，原子炉の停止，燃料体等の搬出を行うこととしており，対象火山の状態の緊急度に応じて適切な対処策を講ずることを予定している。（乙２６〔59~61,64頁〕）イ債権者らは，上記主張の根拠として，「火山学者緊急アンケート」（甲Ｂ２５）における，モニタリングによるカルデラ火山の巨大な噴火の予知は困難である旨の小山真人の指摘や，火山学者に対するアンケートにおいて，５０名のうち１６名が，本件各原子炉施設について，最長６０年の稼働期間中に巨大な噴火が発生し，火砕流の被害を受けるリスクがある旨回答したこと（甲Ｂ６）を挙げる。
しかしながら，前記⑴ウ記載のとおり，債務者は，火山ガイドにおいて，個別評価により運用期間中の火山活動の可能性が十分小さいと評価した火山であっても，噴火可能性が十分小さいことを継続的に確認することを目的として，運用期間中のモニタリングを行うこととされていることを受けて，阿蘇カルデラを含む本件５カルデラ火山の地殻変動や地震活動等の火山活動のモニタリングを実施することとしているのであり，こうしたモニタリングが，噴火の時期や規模を的確に予知する噴火の予知ができることを根拠とするものであるということはできない。
また，火山学者に対するアンケートについて報じた新聞記事（甲Ｂ６）を見ても，そのアンケートの詳細な内容が不明であるし，本件各原子炉施設について「最長６０年の稼働期間中に巨大噴火が発生し，火砕流の被害を受けるリスク」が，どのような根拠に基づくものであるのかは明らかでなく，いずれにせよ，前記認定，説示を左右するものではない。ウこれらを踏まえると，債務者の行うモニタリングに不備があるため，放射性物質を放出し続ける重大事故が避けられないとまで直ちに認めることはできない。
⑷影響評価について
債権者らは，降下火砕物検討チームにおける検討結果を踏まえると，本件各原子炉施設の降下火砕物の影響評価は不十分である旨主張するので，債権者らの指摘する問題点を順に検討する。
アまず，債権者らは，原子力規制委員会が平成２９年７月１９日に本件各原子炉施設の降下火砕物の影響評価に関して，降灰継続時間を２４時間とし，層厚を１０㎝と設定した参考濃度が約３．８ｇ／㎥とされ，これが気中降下火砕物濃度として正式に設計基準として定められ，債務者が設定していた限界濃度（外部電源喪失の場合に現状の非常用電源ディーゼル発電機で耐えられる降下火砕物の限界値）である約０．９ｇ／㎥を大きく上回ることを指摘する（甲Ｂ２３・乙７５〔29~36枚目〕）。この点について，債務者を含む電力会社を会員とする電気事業連合会は，降下火砕物検討チームにおける降下火砕物の大気中濃度に関する議論を踏まえ，屋外設備，建屋及び屋外との接続がある設備に分類される各評価対象施設について，降下火砕物の特徴からその影響因子となり得る荷重，閉塞，摩耗，腐食，大気汚染及び絶縁低下を抽出し，評価対象施設の構造や設置場所等を考慮して影響因子を整理するとともに，降下火砕物の気中濃度の増加により設備への影響が増長し，再検討を要する影響因子について検討したところ，ディーゼル発電機機関のフィルタ及び海水ポンプモータ（開放型）について，閉塞の影響因子についての影響の再評価を必要とした上で，開放型の海水ポンプモータについては，海塩粒子等の影響を考慮してモータ内部や固定子は全て耐食性に優れた複数層の塗料や絶縁材で保護されており，短期間であれば降下火砕物による化学的影響を受けることはなく，防塵フィルタを取り外して運転することにより，より高濃度の降下火砕物への対応が可能であるとして，ディーゼル発電機の吸気フィルタを対策の対象となり得る設備として抽出した（乙７５〔25,26枚目〕）。そして，原子力規制委員会は，降下火砕物検討チームにおける検討結果を踏まえ，平成２９年１１月２９日，実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則等を一部改正し，同年１２月１４日，施行された。この改正により，発電用原子炉設置者は，①火山事象による影響が発生し，又は発生するおそれがある場合において，原子炉の停止等の操作を行うことができるようにするため，㋐非常用交流動力電源設備の機能を維持するための対策，㋑代替電源設備その他の炉心を冷却するために必要な設備の機能を維持するための対策，及び㋒交流動力電源喪失時に炉心の著しい損傷を防止するための対策に係る体制を整備し，㋓これらについて保安規定に記載することとされるとともに，②上記対策に関し，評価の際に，火山ガイドに示す手法を用いて求めた気中降下火砕物濃度や降灰継続時間（２４時間）等を踏まえるとともに，降灰による作業環境の悪化を想定することの各事項を要求されることとなった。（乙１０５，１３４から１３６まで，審尋の全趣旨）


その上で，債務者は，上記①㋐の事項について，降下火砕物により外部電源が喪失した場合，非常用ディーゼル発電機が起動し，原子炉の冷却を開始するところ，非常用ディーゼル発電機における吸気フィルタの閉塞防止措置の強化策として，既存の吸気消音器の近傍に，フィルタコンテナを非常用ディーゼル発電機１台当たり３台設置し，これにより，吸気消音器吸気フィルタに比して，①フィルタ面積を拡大し，②吸気フィルタの取替えについてもスライド式で，レバー操作のみにより固定するものであるから，取替え，清掃を容易にし，③吸気フィルタを前後２段収納構造とすることにより，運転中のフィルタの取替えを可能とする措置を講ずることとし，平成２９年１１月末，上記フィルタコンテナを新たに設置した。これらの措置を講ずることにより，本件各原子炉施設の限界濃度を５．２ｇ／㎥とすることとされている。なお，債務者は，今後，降下火砕物の捕集量等がより高まるように改良を施したフィルタをフィルタコンテナに設置する予定としている。（甲Ｂ２３・乙７５〔32~36枚目〕，審尋の全趣旨）。そうすると，本件各原子炉施設について，降下火砕物検討チームにおける検討結果を踏まえて新たに定められた気中降下火砕物濃度が限界濃度を上回っているのも，過渡的な問題にすぎない上，実質的には既に解消されているということができ，この点を降下火砕物の影響評価における問題として認めるのは合理的でないというべきである。
イ次に，債権者らは，非常用ディーゼル発電機について，タービン動補助給水ポンプによるバックアップが想定されているが，それが地震等により正常に機能するかは不確実である旨主張する。
しかしながら，タービン動補助給水ポンプについては，本件各原子炉施設について設定された基準地震動に対しても耐震性を有することが確認されているのであるから（乙７８の34，７９の28），タービン動補助給水ポンプが地震により機能を喪失する旨の債権者らの主張は，その前提を欠くというべきである。
また，タービン動補助給水ポンプは，玄海３号機の復水タンク，玄海４号機の復水ピット，２次系純水タンク及び原水タンクから，約２１．７日にわたり原子炉の冷却を継続することができることが確認されており（乙７５〔14頁〕），本件各原子炉施設のフィルタコンテナを使用した場合の限界濃度（５．２ｇ／㎥。上記ア参照）を上回る降灰が上記日数を超えて継続すること（すなわち，気中降下火砕物濃度である約３．８ｇ／㎥の約１．４倍の大気中濃度をもたらす噴火が２０日以上にわたり収束することなく継続し，当該火山から本件各原子炉施設に向かって一定程度の強さの風が吹き続ける場合）は考え難いことからすれば，タービン動補助給水ポンプの水が枯渇する事態はおよそ想定し難い（その上で，債務者は，万一，タービン動補助給水ポンプの全てのタンクの水が枯渇した場合には，移動式大容量ポンプ車等を用いて淡水又は海水を復水タンクに補給することとしている。）。
ウさらに，債権者らは，非常用ディーゼル発電機の吸気フィルタの交換作業の困難性を指摘する。
この点について，債務者は，「玄海原子力発電所原子炉施設保安規定」を定め（乙１０４の1・2），通常時から降灰時における原子炉施設の保全のための活動を定め，資機材の配備や教育訓練等を行っていることからすれば，債権者らの上記指摘を踏まえても，そのことから直ちに本件各原子炉施設における火山事象に対する影響評価に問題があるということはできない。
⑸まとめ
以上によれば，火山事象に対する安全性に関し，債権者らの疎明を検討しても，少なくともＶＥＩ７以上の規模の破局的噴火について，その発生の可能性が相応の根拠をもって示されておらず，立地を不適とすべきであるということはできないし，モニタリング及び影響評価にも不合理な点があるということはできない以上，債務者における火山事象に対する安全性の確保のための方策が合理性を欠くものとして，その運転に起因する放射線被ばくにより，債権者らの生命，身体に直接的かつ重大な被害が生ずる具体的な危険が存在するとは認められない。
したがって，争点⑶についての債権者らの主張を採用することはできない。５争点⑷（本件各原子炉施設におけるテロリズム対策の合理性）について⑴原子炉等規制法等によるテロリズムに対する規制内容原子力基本法は，原子力利用における安全の確保について，確立された国際的な基準を踏まえ，国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的として行うものとし（２条２項），原子炉等規制法は，原子力基本法の精神にのっとり，原子炉の設置及び運転等に関し，テロリズムその他の犯罪行為の発生も想定した必要な規制を行い，もって国民の生命，健康及び財産の保護，環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とする（１条）。
そして，設置許可基準規則は，発電用原子炉施設への人の不法な侵入，発電用原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又は他の物件を損傷するおそれがある物件が持ち込まれること及び不正アクセス行為を防止するための設備の設置を求める（７条）とともに，原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等に対処することを目的とする特定重大事故等対処施設の設置を求め（４２条。ただし，平成２８年原子力規制委員会第１号による改正後の附則２項により，原子炉等規制法４３条の３の９第１項の規定による工事計画認可の日から起算して５年間は，上記４２条は適用しないこととされている。），可搬型重大事故等対処設備に関しては，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管することを求めている（４３条３項５号）。また，原子炉等規制法は，発電用原子炉を設置する者が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求めており（４３条の３の６第１項３号），これを受けて，原子力規制委員会が定めた「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」（原規技発第１３０６１９７号。乙８１。以下「重大事故等防止技術的能力基準」という。）において，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによって原子炉施設の大規模損壊が生じた場合における体制の整備に関し，可搬型設備等による対応として，大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動や炉心の著しい損傷を緩和するための対策等に関する活動を実施するために必要な手順書，体制及び資機材等を適切に整備する方針であることが要求されている（２．１項。乙２１〔159~161頁〕，１０９〔175~177頁〕参照）
⑵テロリズムの規制に係る法体系上の位置付け


我が国の法制上，テロリズムを含む犯罪行為の予防及び鎮圧は，警察の責務とされ（警察法２条１項），原子力事業所に対するミサイル攻撃等の大規模な武力攻撃に対しては，国民保護法等に基づき，緊急対処事態として国が対策本部を設置し，原子力災害への対処，放射性物質による汚染への対処等に当たり，原子力事業者は，国と連携してこれに対処することとされている（国民保護法１０５条から１０７条まで）。
原子力災害対策特別措置法も，原子力災害の発生の防止に関し原子力事業者に万全の措置を講ずる責務を課す（３条）一方，国が，テロリズムその他の犯罪行為による原子力災害の発生も想定し，これに伴う被害の最小化を図る観点から，警備体制の強化，原子力事業所における深層防護の徹底，被害の状況に応じた対応策の整備その他原子力災害の防止に関し万全の措置を講ずる責務を有すると規定している（４条の２）。
このような原子力利用に関する関係法令の規定からすれば，発電用原子炉施設を含む原子炉施設のテロリズムその他の犯罪行為に対する安全性の確保については，国の責務であることを基本としつつ，施設の構造及び設備並びに重大事故等対策の観点からの規制を通じて事業者にも一定の責務を課しているものということができるのであって，設置許可基準規則の前記⑴記載の定めは，以上のような法の趣旨を具体化したものということができる。
⑶債務者のテロリズム対策の内容等
ア設置許可基準規則を踏まえた対策（乙２の13）(ｱ)債務者は，発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止（設置許可基準規則７条関係）について，①原子炉施設への人の不法な侵入を防止するため，区域を設定し，その区域を障壁等により防護し，人の接近管理及び出入管理を行うことができる設計とすること，②原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件等の持込み（郵便物等による発電所外からの爆破物及び有害物質の持込みを含む。）を防止するため，持込み点検が可能な設計とすること，③原子炉施設及び特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムが，電気通信回線を通じた不正アクセス行為（サイバーテロを含む。）を受けることがないように，当該情報システムに対する外部からのアクセスを遮断する設計とすることとした。
(ｲ)また，債務者は，可搬型重大事故等対処設備の保管場所（設置許可基準規則４３条３項５号参照）について，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備並びに使用済燃料ピットの冷却設備及び注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。），常設重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備が設置されている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備から１００ｍの離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散するなどして保管する設計とすることとした。
イ重大事故等防止技術的能力基準を踏まえた対策（乙２の14）
(ｱ)手順書の整備
債務者は，手順書の策定に際しては，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる施設の広範囲にわたる損壊などを考慮することとし，こうした場合の被害範囲は不確定性が大きく，あらかじめシナリオを設定した対応操作が困難であると考えられることなどから，環境への放射性物質の放出低減を最優先に考えた対応を行うこととし，原子炉施設の被害状況を速やかに把握するための手順及び対応操作の実行判断を行うための手順の整備，故意による大型航空機の衝突による大規模な航空機燃料火災を想定し，放水砲等を用いた泡消化についての手順の整備や，事故対応を行うためのアクセスルート，操作場所に支障となる火災等の消火活動も想定した手順の整備など，重大事故等対策において整備する手順等に加え，可搬型設備による対応を中心とした多様性及び柔軟性を有する手順等を整備することとした。
(ｲ)教育，訓練の実施
大規模損壊への対応のための緊急時対策本部要員等への教育及び訓練については，重大事故等対策にて実施する教育及び訓練を基に，大規模損壊発生時を想定し，通常の指揮命令系統が機能しない場合を想定した緊急時対策本部要員（指揮者等）の個別の教育訓練を実施し，また，要員の役割に応じて付与される力量に加え，流動性をもって対応できるような力量を確保していくことにより，期待する要員以外の要員でも対応できるように教育訓練の充実を図ることとし，さらに，最低限必要な要員以外の人員は，原則として発電所外に退避するが，発電所内に勤務する人員を最大限に活用しなければならない事態を想定して，緊急時対策本部要員等以外の人員に対して教育を実施することとした。
(ｳ)体制の整備
債務者は，大規模損壊発生時の体制については，通常の原子力防災組織の体制を基本としつつ，通常とは異なる対応が必要となる状況においても流動性をもって対応できるようにするとともに，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うことができるよう，夜間，休日の人員確保や中央制御室（運転員〔当直員〕を含む。）の機能喪失を考慮するなどして体制を整備し，大規模損壊が発生した場合において，緊急時対策本部要員等が活動を行うに当たっての拠点は，中央制御室及び緊急時対策所を基本とし，中央制御室等が機能喪失する場合には，緊急時対策所以外にも代替可能なスペースも状況に応じて活用することとした。また，債務者は，大規模損壊発生時における発電所外部からの支援体制として，本店対策本部が速やかに確立できるように体制を整備することとし，他の原子力事業者及び原子力緊急事態支援組織へ応援要請し，技術的な支援が受けられるように体制を整備することとした。さらに，債務者は，協力会社及び建設会社より現場作業や資機材輸送等に係る要員の派遣を要請できる体制，プラントメーカによる技術的支援を受けられる体制を構築することとした。
(ｴ)設備及び資機材の整備
債務者は，大規模損壊発生時の対応手順に従って活動を行うために必要な可搬型重大事故等対処設備について，共通要因による同等の機能を有する設計基準事故対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を喪失することのないよう，外部事象の影響を受けにくい場所に保管するとともに，同時に複数の可搬型重大事故等対処設備が機能喪失しないよう，可搬型重大事故等対処設備同士の距離を十分に離して，複数箇所に分散して配置することとした。
また，大規模損壊発生時の対応に必要な資機材は，原子炉建屋及び原子炉補助建屋から１００ｍ以上離隔した場所に配備することとし，①大規模な燃料火災の発生時において，必要な消火活動を実施するために着用する防護具，消火剤等の資機材，小型放水砲等，②高線量の環境下において，事故対応を行うために高線量対応防護服等の必要な資機材，③大規模損壊の発生時において，指揮者と現場間，発電所外等との連絡に必要な通信手段を確保するため，多様な複数の通信手段及び消火活動専用の通信連絡設備をそれぞれ配備することとした。
⑷原子力規制委員会の審査
ア設置許可基準規則関係


原子力規制委員会は，発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止に関し，債務者の設計が，核物質防護対策として，前記⑶ア(ｱ)①から③まで記載の対策を講ずるとしていることを確認したから，設置許可基準規則に適合するものと判断した。（乙２の13〔84頁〕）
また，原子力規制委員会は，本件設置許可申請が，可搬型重大事故等対処設備の共通の設計方針について，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備が設置されている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備から１００ｍの離隔距離を確保した場所に複数箇所に分散して保管するなど，設置許可基準規則４３条３項及び同項の設置許可基準規則解釈を踏まえた設計方針としていることから，適切なものであると判断した。（乙２の13〔258頁〕）
イ重大事故等防止技術的能力基準関係
原子力規制委員会は，債務者の計画が重大事故等防止技術的能力基準２．１項及び同項の解釈を踏まえて必要な検討を加えた上で策定されており，大規模損壊が発生した場合における体制の整備に関して必要な手順書，体制及び資機材等が適切に整備される方針であることを確認したことから，重大事故等防止技術的能力基準２．１項に適合しているものと判断した。
（乙２の14）
⑸原子力規制委員会の判断の合理性
前記⑶記載のとおり，債務者は，テロリズムの規制に係る法体系上の位置付けを踏まえて規定されている設置許可基準規則や重大事故等防止技術的能力基準の定めに応じた措置として，必要な設備の設置等原子力事業者に課された一定の対策を講ずることとし，その点について，上記⑷記載のとおり，原子力規制委員会の審査を受けて，上記の新規制基準に適合する旨の判断を得ているのであり，その審査内容に照らすと，原子力規制委員会の判断に不合理な点があるということはできない。
⑹債権者らの主張の検討
ア新規制基準の不合理性について
(ｱ)債権者らは，テロリズム対策に係る新規制基準が不十分であることの根拠として，①テロリズムにより大規模損壊が発生している事態において，作業員が可搬型設備を迅速に稼働させることが困難であること，②特定重大事故等対処施設等を設置しないまま本件各原子炉施設を稼働することが許されないことを指摘する。
(ｲ)そこで検討すると，まず，上記①の点については，前記⑴記載のとおり，重大事故等防止技術的能力基準においては，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによって原子炉施設の大規模損壊が生じた場合における体制の整備に関し，可搬型設備等による対応として，大規模損壊発生時における大規模な火災が発生した場合における消火活動や炉心の著しい損傷を緩和するための対策等に関する活動を実施するために必要な手順書，体制及び資機材等を適切に整備する方針であることが要求されているところ，その体制の整備には，大規模損壊への対応のための緊急時対策本部要員等への教育及び訓練をすることをもその内容として当然に含まれるものであると解されるのであって，大規模損壊が生じた場合における作業員の作業が困難を伴うものであるからといって，テロリズム対策に係る新規制基準の内容が十分でないことにはならないというべきである。
(ｳ)また，上記②の点については，新規制基準においては，大規模損壊を含む重大事故等への対処について，重大事故等対処施設（設置許可基準規則２条２項１１号）及び重大事故等対処設備（同項１４号）により行うこととし，さらに，重大事故のうち，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにより炉心の著しい損傷又はその発生のおそれに対処するため，その信頼性の向上のためのバックアップを目的として，特定重大事故等対処施設の設置が求められると解される。
そして，前記⑴及び上記(ｲ)記載のとおり，重大事故等防止技術的能力基準においては，大規模損壊への対応について，可搬型設備等による対応として，必要な手順書，体制及び資機材等を適切に整備する方針であることが要求されているところ，これらの体制の整備がされている限り，特定重大事故等対処施設の設置が猶予されている期間中であっても，それが重大事故等対処施設等のバックアップの位置付けとして設置されるものであることを考慮すれば，本件各原子炉施設がその社会通念上求められる安全性を欠くことにはならないというべきである。また，特定重大事故等対処施設は，特定重大事故等対処施設以外の施設及び設備（以下「本体施設等」という。）について新規制基準に適合するための許認可において，本体施設等の設計条件等が確定されることが前提となる。具体的には，特定重大事故等対処施設に係る設置変更許可申請の審査では，本体施設等に適用する基準地震動及び基準津波並びに本体施設等の設備仕様を確定させた後に，特定重大事故等対処施設の設備仕様についての許否を検討する必要があり，特定重大事故等対処施設に係る工事計画認可申請の審査については，本体施設等に係る工事計画認可申請の審査において，本体施設等の個別配管ごとの位置や，圧力，温度，荷重等の環境条件等の詳細が確定しなければ，特定重大事故等対処施設と本体施設等の接続部分に係る詳細設計を審査することができないため，本体施設等の工事計画認可後に本格的な審査が行われることが予定されている。そして，特定重大事故等対処施設に係る上記審査，工事等に一定の時間を要することを踏まえ，その設置について猶予期間が設けられたものであること（甲Ａ３６６参照）も勘案すれば，この猶予期間を設けた設置許可基準規則附則２条の定めの内容にも一応の合理性を認めるのが相当である。
(ｴ)したがって，債権者らの上記主張をいずれも採用することはできない。
イテロリスト対策の内容の不十分性について
(ｱ)侵入者対策の不備について
債権者らは，本件各原子炉施設における侵入者対策に不備がある旨主張する。
しかしながら，債権者らが指摘するアメリカ合衆国等における侵入者対策が，確立された国際的な基準であると認めるに足りる疎明資料はない。また，原子力基本法２条２項も，必ずしも同国等のテロリズム対策と同様の対策を講ずることを要求するものではなく，確立された国際的な基準を踏まえつつ，我が国の法制度やテロリズムをめぐる状況を勘案した上で，我が国において最も適切なテロリズム対策を講じ，当該原子力発電所の安全性を確保することを求めるものと解されるところ，本件各原子炉施設については，新規制基準を踏まえ，原子炉施設への人の不法な侵入を防止するため，区域を設定し，その区域を障壁等により防護し，人の接近管理及び出入管理を行うことができる設計とされ（前記⑶ア(ｱ)①参照），債務者が，巡視，監視等による徹底した侵入者対策を講ずるとともに，テロリズムの予防・鎮圧を責務とする警察及び海上保安庁と連携して，侵入者を想定した訓練についても定期的に実施しているというのであるから，こうした債務者の侵入者対策に不合理な点があるということはできない。
(ｲ)内部脅威対策の不備について


債権者らは，我が国において，原子炉施設における施設従事者の信頼性確認制度が導入されていない点に不備がある旨主張する。しかしながら，債権者らが指摘する，原子力事業所の内部の人間の経歴等の個人情報等に基づき，その人間の重要区域へのアクセス等を制限する信頼性確認制度については，個人のプライバシー保護等に関わる問題を内在しているため，これを導入するに当たっては，慎重な検討が必要であると考えられ，これを導入していないことが直ちに内部脅威対策の不備に当たるということはできない。
そして，安全確保のために枢要な設備を含む区域では，二人以上の者が同時に作業又は巡視を行うこと（いわゆる二人〔ツーマン〕ルール）が求められていること（実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則〔昭和５３年通商産業省令第７７号〕９１条２項１５号，１６号等），原子力委員会原子力防護専門部会が，福島第一原発事故を踏まえた課題への対応やＩＡＥＡによる三つの分野の勧告文書に係る検討結果として，平成２４年３月９日に取りまとめた「我が国の核セキュリティ対策の強化について」（甲Ａ２９０）においても，信頼性確認制度の導入を目指して具体的な制度についての議論を開始すべきであるとされる一方，導入に当たっては，信頼性確認が対象者のプライバシーに関わること等の指摘があり，制度導入に向けた検討までには至らなかったこと，それが導入されるまでの間は，上記二人ルール等信頼性確認の暫定的な代替措置となる対策の実施を強化，徹底することが必要であるとされていることを踏まえると，債務者が，信頼性確認制度が具体的に導入されていない現状において，この制度を前提とした対策を講じていないからといって，直ちにテロリズム対策が不十分であるということはできない。
(ｳ)航空機衝突対策の不備について
債権者らは，テロリズム対策に係る新規制基準の内容の不十分性を根拠として，航空機衝突対策には不備がある旨主張する。しかしながら，前記アで説示したとおり，テロリズム対策に係る新規制基準の内容に不合理な点があるということはできず，債権者らの上記主張は，その前提を欠くというべきである。
(ｴ)ミサイル攻撃対策の不備について
債権者らは，本件各原子炉施設のミサイル攻撃対策の不備がある旨主張する。
しかしながら，債務者が，重大事故等防止技術的能力基準を踏まえ，ミサイル攻撃等によるものを含む大規模損壊が生じた場合における対策を講じていることは，前記⑶イ記載のとおりである。これに加え，前記⑵で説示したとおり，我が国の法制上，テロリズムを含む犯罪行為の予防及び鎮圧は，警察の責務とされ，ミサイル攻撃等の大規模な武力攻撃に対しては，国民保護法等に基づき，基本的に緊急対処事態として国が対処すべきものとされ，債務者のような原子力事業者は，国と連携してこれに対処するにすぎないのであり，こうした法令の定めを前提とすると，債務者が独自にミサイル攻撃に対する具体的な対策を講じていないとしても，そのことを債務者による本件各原子炉施設の運転に係る違法性を基礎付ける事情として評価するのは相当でないというべきである。
(ｵ)サイバーテロリズム対策の不備について
債権者らは，本件各原子炉施設に対するサイバーテロリズムについての対策が十分でない旨主張する。
しかしながら，前記⑶ア(ｱ)記載のとおり，債務者は，原子炉施設及び特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムが，電気通信回線を通じたサイバーテロを含む不正アクセス行為を受けることがないように，当該情報システムに対する外部からのアクセスを遮断する設計とすることとしていることに加え，ＵＳＢメモリを介したウイルス感染の防止対策として，事前に許可されたＵＳＢメモリでなければ重要システムに接続できないように厳格な管理体制を構築しているというのであり，こうした本件各原子炉施設に係る債務者の講ずるサイバーテロリズム対策が不十分であるということはできない。
(ｶ)小括
したがって，債権者らの上記主張をいずれも採用することはできない。
⑺まとめ
以上検討したところによれば，テロリズム対策に関し，債務者が，原子力規制委員会における調査審議に用いられた具体的審査基準の合理性並びに当該基準の適合性に係る調査審議及び判断の過程等における看過し難い過誤や欠落の不存在を相当の根拠，資料に基づき疎明したということができ，かつ，債権者らの疎明を検討しても，債務者のテロリズム対策が合理性を欠くということはできず，本件各原子炉施設の運転に起因する放射線被ばくにより，債権者らの生命，身体に直接的かつ重大な被害が生ずる具体的な危険が存在するとは認められない。
したがって，争点⑷についての債権者らの主張を採用することはできない。６争点⑸（本件各原子炉施設における重大事故等対策の合理性）について
⑴水素爆発対策の不備について
ア新規制基準の定め
設置許可基準規則は，発電用原子炉施設は，重大事故が発生した場合において，原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならないと規定し（３７条２項），設置許可基準規則解釈によれば，上記重大事故が発生した場合において想定する格納容器破損モードのうち必ず想定する格納容器想定モードの一つとして水素燃焼が挙げられ，この想定する格納容器破損モードに対して，原子炉格納容器の破損を防止し，かつ，放射性物質が異常な水準で敷地外へ放出されることを防止する対策に有効性があることを確認する必要があり，その具体的な評価項目の一つとして，原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止することをおおむね満足することを確認することとされ，具体的には，原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して１３．０ｖｏｌ％以下又は酸素濃度が５．０ｖｏｌ％以下であることとの要件を満たす必要があるとされている（甲Ａ３５１，乙４１〔17頁〕，４５〔74~77頁〕）。そして，原子力規制委員会は，こうした格納容器破損防止対策等に関し，炉心損傷防止対策等審査ガイド（甲Ａ３５１・乙４１）を定めている。


イ債務者の評価（乙２の10〔194~198頁〕）債務者は，ジルコニウム・水反応，溶融炉心・コンクリート相互作用，水の放射線分解等によって水素が発生し，発生した水素と原子炉格納容器内の酸素が反応することにより激しい燃焼が生じ，原子炉格納容器の破損に至ることを特徴とする水素燃焼の格納容器破損モードについて，水素の爆轟を防止するため，早期に発生する水素及び継続的に発生する水素を処理し，原子炉格納容器内の水素濃度を低減するとともに，コンクリート相互作用に伴う水素発生に対し，原子炉下部キャビティへ注水する対策を講ずる必要があるとした。そして，具体的には，初期の対策として，加圧水型原子炉は，原子炉格納容器の自由体積が大きいことにより水素濃度が高濃度にならないという特徴があり，その上で，主に炉心損傷時に発生した水素の処理を行うため，電気式水素燃焼装置を新たに整備するとともに，代替格納容器スプレイにより原子炉下部キャビティへ注水するため，常設電動注入ポンプ，大容量空冷式発電機等を重大事故等対処設備として新たに整備し，燃料取替用水タンク，復水タンク等を重大事故等対処設備と位置付けることとした。また，安定状態に向けた対策について，継続的に発生する水素の処理を行うため，上記電気式水素燃焼装置に加え，静的触媒式水素再結合装置を重大事故等対処設備として新たに整備するとともに，水素濃度，電気式水素燃焼装置及び静的触媒式水素再結合装置の監視を行うため，可搬型格納容器水素濃度計測装置，電気式水素燃焼装置動作監視装置，静的触媒式水素再結合装置動作監視装置等を重大事故等対処設備として新たに整備することとした。
その上で，債務者は，原子炉格納容器の破損防止対策の有効性の解析に当たり，評価事故シーケンスについて，「大破断ＬＯＣＡ時に低圧注入機能及び高圧注入機能が喪失する事故」を選定し，事故条件について，水素が，原子炉容器内の全ジルコニウム量の７５％が水と反応し発生することとするものとし，機器条件について，電気式水素燃焼装置を１３基（予備１基）設置するものの，水素濃度の観点で厳しくするため，電気式水素燃焼装置が機能することを期待しないこととする（ただし，炉心溶融・コンクリート相互作用による水素発生の不確かさを考慮する感度解析においては，その効果に期待する。）などした。そして，債務者が行った解析の結果によれば，ドライ条件に換算した原子炉格納容器内水素濃度は，最大約１２．８ｖｏｌ％で減少に転じ，１３．０ｖｏｌ％を下回るとされるなどし，格納容器破損防止対策の評価項目（前記ア参照）を満足しているとされている。また，解析コードにおける不確かさの影響評価について，炉心内の全ジルコニウム量の７５％が水と反応することに加え，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素発生を考慮しても，静的触媒式水素再結合装置及び電気式水素燃焼装置により水素を処理することで，ドライ条件に換算した原子炉格納容器内水素濃度は最大約９．５ｖｏｌ％であるから，溶融炉心・コンクリート相互作用に伴い発生する水素の不確かさを考慮して評価しても，上記評価項目を満足しているとされている。ウ原子力規制委員会の審査（乙２の10〔198,199頁〕）原子力規制委員会は，水素燃焼の格納容器破損モードに対し，債務者が格納容器破損防止対策として計画している水素濃度の低減が，事象進展の特徴をとらえた有効な対策であると判断した。その際，原子力規制委員会は，審査過程における主な論点について，①局所的な水素濃度上昇による爆轟発生の可能性について，爆轟の発生メカニズムから実機条件下における原子炉下部キャビティ区画では直接起爆による爆轟又は火炎が加速され爆轟に遷移することは考えにくく，爆轟が発生する可能性はないと判断するとともに，②電気式水素燃焼装置の信頼性向上について，その電気設備を多重性，位置的分散及び独立を考慮した設計としたことで，電気式水素燃焼装置による水素処理がより確実に実施されると判断した。
エ債権者らの主張の検討
(ｱ)ａ債権者らは，債務者が行った解析の結果においてドライ条件に換算した原子炉格納容器内水素濃度が１２．８ｖｏｌ％とされているが，基準値が１３．０ｖｏｌ％であることからすれば，安全裕度がほとんどない旨主張する。
しかしながら，債務者は，上記水素濃度の解析に当たり，解析から得られる反応割合は７５％を大きく下回る約３０％であったにもかかわらず，これを多めに補正し，炉心損傷防止対策等審査ガイド（甲Ａ３５１・乙４１〔17頁〕参照）のとおり，原子炉圧力容器の下部が破損するまでに，全炉心内のジルコニウム量の７５％が水と反応することを想定したものである（前記イ参照）上，さらに，安全側の評価とするため，水素濃度の低減を図るために設置した電気式水素燃焼装置が機能することを期待しないとの条件の下で（前記イ参照），上記水素濃度の解析結果が得られたものであることからすれば，これによる解析した上記水素濃度が基準値に近いものであったとしても，そのことから安全裕度がほとんどない旨評価するのは相当でないというべきである。
ｂまた，この点に関し，債権者らは，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素の発生を合わせた評価においては，電気式水素燃焼装置及び静的触媒式水素再結合装置が機能することを前提条件としていることも指摘する。
しかしながら，上記各装置は，本来，炉心損傷時に発生した水素の処理を行うための重大事故等対処設備として整備するものであり，炉心損傷防止対策等審査ガイドにおいても，対策例としてこれらの装置の設置が記載されていること（甲Ａ３５１・乙４１〔17頁〕）からしても，上記評価の前提条件が不合理なものということはできない。(ｲ)債権者らは，債務者が，ジルコニウム以外の金属である鉄が酸化して水素を発生することを考慮していない旨主張する。
しかしながら，上記(ｱ)で認定，説示したとおり，債務者は，原子力格納容器内水素濃度の解析に当たり，解析から得られる反応割合は７５％を大きく下回る約３０％であったにもかかわらず，これを多めに補正し，原子炉圧力容器の下部が破損するまでに，全炉心内のジルコニウム量の７５％が水と反応することを想定していることからすれば，ジルコニウム以外の金属からの水素の発生を直接考慮していないからといって，水素濃度の評価が過小にされていると認めることはできず，その評価が不合理なものということはできない。
(ｳ)債権者らは，電気式水素燃焼装置について，①その使用が，労働安全衛生規則２７９条，２８０条に違反するとともに，②全交流電源喪失時において機能するのかに疑問があり，操作上の過誤もあり得る旨主張する。


そこで検討すると，まず，上記①の点について，債権者らの指摘する労働安全衛生規則２７９条１項は，「事業者は，危険物以外の可燃性の粉じん，火薬類，多量の易燃性の物又は危険物が存在して爆発又は火災が生ずるおそれのある場所においては，火花若しくはアークを発し，若しくは高温となって点火源となるおそれのある機械等又は火気を使用してはならない。」と規定し，同規則２８０条１項は，「事業者は，２６１条の場所（引用注：引火性の物の蒸気，可燃性ガス又は可燃性の粉じんが存在して爆発又は火災が生ずるおそれのある場所）のうち，同条の措置（引用注：通風，換気，除じん等の措置）を講じても，なお，引火性の物の蒸気又は可燃性ガスが爆発の危険のある濃度に達するおそれのある箇所において電気機械器具（〔中略〕）を使用するときは，当該蒸気又はガスに対しその種類及び爆発の危険のある濃度に達するおそれに応じた防爆性能を有する防爆構造電気機械器具でなければ，使用してはならない。」と規定する。しかしながら，上記各規定は，可燃性ガスを扱っている又は可燃性ガスが生ずるおそれがある場所において，意図せずに可燃性ガスに着火することにより，その場所で従事する労働者が被災することを防止することを念頭に置いているものであり，本件各原子炉施設において設置される電気式水素燃焼装置のように，原子炉格納容器内において水素を意図的に燃焼させることにより，格納容器の損傷を防止することを前提とした設備に適用されるものではないと解するのが相当である。
また，上記②の点については，本件各原子炉施設においては，外部電源及び非常用ディーゼル発電機が機能を喪失し，全交流電源が喪失した場合に備え，大容量空冷式発電機を設置することとしており（乙２の9〔359~366頁〕），全交流電源喪失時においても，電気式水素燃焼装置に対する電源の供給が確保されるということができる。さらに，債務者が，水素燃焼の格納容器破損モードにおいて，対応及び復旧作業に必要な要員は，本件３号機及び本件４号機を合わせて５２名であるのに対し，運転員（当直員），緊急時対策本部要員（指揮者等）及び重大事故等対策要員も５２名であるとし（乙２の10〔197頁〕），十分な体制整備を行っていることも踏まえると，電気式水素燃料装置の操作の過誤を想定して，水素爆発対策に不備があるということはできない。(ｴ)したがって，債権者らの上記主張をいずれも採用することはできない。
オまとめ
以上検討したところによれば，債権者らの主張を踏まえても，水素爆発対策に係る新規制基準の内容並びに原子力規制委員会の調査審議及び判断の過程等に不合理な点があるということはできない。
⑵水蒸気爆発対策について
ア新規制基準の定め（乙４５〔71,75,76頁〕）設置許可基準規則は，発電用原子炉施設は，重大事故が発生した場合において，原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならないと規定し（３７条２項，前記⑴ア参照），設置許可基準規則解釈によれば，上記重大事故が発生した場合において必ず想定する格納容器破損モードの一つとして，「原子炉格納容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」が挙げられ，この想定する格納容器破損モードに対して，原子炉格納容器の破損を防止し，かつ，放射性物質が異常な水準で敷地外へ放出されることを防止する対策に有効性があることを確認する必要があり，その具体的な評価項目の一つとして，急速な原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による熱的・機械的荷重によって原子炉格納容器バウンダリの機能が喪失しないことをおおむね満足することを確認することとされている。イ債務者の評価（乙２の11〔190~194頁〕，４３の1・2）債務者は，上記「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の格納容器破損モードについて，衝撃を伴う水蒸気爆発と，溶融炉心から冷却材への伝熱による水蒸気発生に伴う急激な圧力上昇（以下「圧力スパイク」という。）があるが，前者の水蒸気爆発の発生の可能性は，(ｱ)実機において想定される溶融物を用いた大規模実験の知見と実機条件との比較（上記実験では，外乱を与えて液－液直接接触を生じやすくしているのに対し，実機においては，液－液直接接触が生じるような外乱となり得る要素は考えにくいこと，上記実験では，溶融物の初期の過熱度を高く設定し，溶融物表面が冷却材中で固化しにくくさせているのに対し，実機で想定される初期の過熱度は実験条件よりも低く，冷却材中を落下する過程で溶融物表面の固化が起こりやすいこと）及び(ｲ)国立研究開発法人日本原子力研究開発機構（ＪＡＥＡ）の水蒸気爆発に係る報告書（甲Ａ３５５）に基づくＪＡＳＭＩＮＥコードにおける評価想定と実機での想定との相違（ＪＡＳＭＩＮＥコードにおける評価想定では，水蒸気爆発の規模が最も大きくなる時刻に，液－液直接接触が生じるような外乱を与え水蒸気爆発を誘発し，融体ジェット直径分布として，０．１～１ｍの一様分布を与え，液体の運動エネルギーを大きく評価しているところ，これらの評価想定は，実機での想定と異なること）を踏まえると，極めて低いと考えられるとして，後者の圧力スパイクについてのみ考慮することとした。
ウ原子力規制委員会の審査（乙２の11〔192~194頁〕）原子力規制委員会は，上記格納容器破損モードに対して債務者が計画している格納容器破損防止対策は有効であり，債務者が水蒸気爆発の発生の可能性が極めて低いとしていることは妥当と判断した。
エ債権者らの主張の検討
(ｱ)債権者らは，①重大事故時において，溶融炉心が原子炉下部キャビティに落下した際に水蒸気爆発が発生することを想定すべきであり，このことは複数の実験装置の結果によっても裏付けられていること，②重大事故等の状況によっては，計画どおりに原子炉キャビティに水を張ることができない可能性もあることを主張する。
(ｲ)しかしながら，上記①の点について，証拠（乙４３の1・2）によれば，水蒸気爆発事象は，分散した溶融炉心が膜沸騰状態の蒸気膜に覆われた状態で冷却材との混合状態となり，さらに，膜沸騰が不安定化して蒸気膜が局所的に崩壊（トリガリング）した結果，溶融炉心と冷却材との液－液直接接触により急激な伝熱が行われ，そのため，急激な蒸発が起こり，その過程において溶融炉心が微粒化し，新たな液－液接触による急速な伝熱により一気に水蒸気が発生し，この現象が系全体に瞬時に拡大，伝播する現象であると認められる。


そして，証拠（乙２の11〔193,194頁〕，４３の1・2）によれば，実機において想定される溶融物（二酸化ウラン及びジルコニウムの混合溶融物）を用いた大規模実験であるＣＯＴＥＬＳ，ＦＡＲＯ，ＫＲＯＴＯＳ及びＴＲＯＩについて，○ⅰＫＲＯＴＯＳ及びＴＲＯＩの一部実験において，溶融燃料－冷却材相互作用から水蒸気爆発が発生していること，こうした水蒸気爆発が発生した実験のうち，○ⅱＫＲＯＴＯＳについては，溶融炉心が水中に落下中に容器の底から圧縮ガスを供給し，膜沸騰を強制的に不安定化（外部トリガー）させることで液－液直接接触を生じやすくするなど，実機で起こるとは考えられない条件である上，機械的エネルギーへの変換効率が最大でも０．０５％程度であり，大規模な水蒸気爆発には至っておらず，外部トリガーを与えた場合でも水蒸気爆発に至らなかったケースも複数確認されていること，○ⅲＴＲＯＩについては，溶融物の初期の過熱度を実機想定よりも高く設定しているため，外部トリガーがなくても水蒸気爆発が発生したものと考察される上，水蒸気爆発が生じた場合の機械的エネルギーへの変換効率は，外部トリガーがある場合でも０．７％未満にすぎない小さなものであることが認められる。そうすると，ＣＯＴＥＬＳ，ＦＡＲＯ，ＫＲＯＴＯＳ及びＴＲＯＩの実験結果によっても，本件各原子炉施設において水蒸気爆発が起こる可能性は極めて小さいものと認めるのが合理的であり，このような判断を覆すに足りる証拠又は事実は見当たらない。
(ｳ)また，上記②の点については，証拠（乙４４の1・2）によれば，原子炉下部キャビティの溶融炉心を冷却するための注水について，原子炉格納容器スプレイ水が原子炉格納容器に注水されると，○ⅰ格納容器と各フロア最外周部間の隙間，○ⅱ外周通路部の階段，開口部（ハッチ等），○ⅲループ室内の各フロアのグレーチング，○ⅳ原子炉容器と原子炉キャビティの隙間（原子炉容器と１次遮へいコンクリートとの隙間），○ⅴ原子炉キャビティ底部から原子炉格納容器最下階フロアに通じる連通管の各経路により，原子炉格納容器最下階フロアまで流入するものであり，加えて，溶融した配管保温材等（デブリ）を捕捉するための柵を設置する対策を講ずることにより，注水経路が閉塞することがなく，溶融炉心等が原子炉下部キャビティに堆積した場合でも，連通穴が十分高い場所に設置されているため，内側から注水経路が閉塞することがなく，原子炉下部キャビティへの注水を確実に実施することができる設計とされていることが認められる。
そうすると，重大事故の発生時においても，原子炉キャビティに水を張ることができない可能性を想定することができない。(ｴ)したがって，債権者らの上記主張をいずれも採用することはできない。
オまとめ
以上検討したところによれば，債権者らの主張を踏まえても，水蒸気爆発対策に係る新規制基準の内容並びに原子力規制委員会の調査審議及び判断の過程等に不合理な点があるということはできない。
⑶可搬型設備による人的対応の限界について
ア新規制基準の定め
設置許可基準規則は，重大事故等対処設備（２条２項１４号参照）について，共通する一般的要求事項を定める（４３条）とともに，個別の設備との関係で，考慮すべき重大事故等を踏まえて必要な個別の要求事項を規定している（４４条から６２条まで）。そして，設置許可基準規則４３条は，重大事故等対処設備の基本設計又は基本的設計方針に係る一般的要求事項として，可搬型重大事故等対処設備及び常設重大事故等対処設備（いずれも同条２項参照）について，それぞれの役割を踏まえた機能等を要求している。
また，設置許可基準規則解釈においては，時間的余裕，設備の大きさなどを考慮し，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（４５条の解釈），原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する設備（４６条の解釈），原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（４７条の解釈），車載代替の最終ヒートシンクシステム（４８条の解釈），使用済燃料ピットの冷却等のための設備（５４条の解釈），電源設備（５７条の解釈）について，可搬型設備を要求している。（乙２１〔154,155頁〕，４５〔96~100,107,111頁〕，１０９〔161,16頁〕）
イ債権者らの主張の検討
(ｱ)債権者らは，①常設設備と比較して可搬型設備には欠点があること，②重大事故時において人的対応に頼るのは，その不確実性からすれば危険であることを主張する。
(ｲ)しかしながら，上記①の点については，新規制基準においては，重大事故等対策について，常設設備を設置する場合には設計する際に必ず設計上の想定を定めなければならず，設計上の想定を超えた場合の効果が限定される可能性があるため，常設設備による対策に依存し過ぎると，想定を超えた事象に対処することが困難になる可能性があり，他方で，可搬型設備の場合，例えば，想定していた配管が使えなくなった場合でも，他の配管への接続を試みることができるなどの柔軟性があり，接続に要する時間は接続手法の改善で短縮が見込める上，作業環境も接続場所の分散などによって選択肢を広げる等の対策が可能となること，可搬型設備は，常設設備に比べ，経験則的に耐震上優れた特性が認められること（可搬型設備について，加振試験などによる耐震評価を行うことも求められる。）から，可搬型設備による対策を基本とすることとされた。そして，事故発生の早い段階で機能することが必要と考えられる原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却設備，電源設備には，常設代替設備も要求するなどにより，可搬型設備を基本としつつ，常設設備も組み合わせることにより，信頼性の向上を図ることとされている。（乙２１〔154,155頁〕，１０９〔161,162頁〕）このように，新規制基準においては，可搬型設備の利点を生かしてこれを重大事故等対策の基本としつつ，事故発生後の対応すべき段階により，常設設備も組み合わせることとされているのであり，その内容が不合理なものということはできない。


(ｳ)また，上記②の点については，債務者において，重大事故等が発生した場合の対応について，手順書や体制，設備等を整備し，様々な訓練を繰り返し行い，重大事故等の混乱の中でも可搬型設備を用いるなどして迅速かつ適切に対応できるように備えており（乙２の8），これらの点に加え，上記(ｲ)で説示したとおり可搬型設備に利点があることも踏まえると，可搬型設備を基本とする重大事故等対策を講ずることが不合理であるということはできない。
(ｴ)したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。
ウまとめ
以上検討したところによれば，債権者らの主張を踏まえても，重大事故等対策として可搬型設備を基本としていることに関し，新規制基準の内容並びに原子力規制委員会の調査審議及び判断の過程等に不合理な点があるということはできない。
⑷使用済燃料ピットの危険性について
ア新規制基準の定め（乙２１〔177~187頁〕，４５〔11~14,34~36,107~108頁〕，１０９〔193~203頁〕）
(ｱ)設置許可基準規則は，発電用原子炉施設には，使用済燃料の貯蔵施設を設けることを求め，その具体的な設計に対して，使用済燃料が臨界に達するおそれがないものとすること（１６条２項１号ハ），使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること（同項２号イ），貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること（同号ロ）などの事項を要求する。また，使用済燃料の貯蔵施設は，設計基準対象施設であり，安全機能を有することから安全施設に区分され，地震による損傷の防止（設置許可基準規則４条），津波による損傷の防止（同５条），外部からの衝撃による損傷の防止（同６条）などの設計基準対象施設や安全施設に係る事項も要求している。(ｲ)また，設置許可基準規則は，重大事故等対処施設として，発電用原子炉施設には，①使用済燃料ピットの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料ピットからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料ピットの水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けるとともに（５４条１項），②使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料ピットの水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない（同条２項）と規定している。さらに，設置許可基準規則は，外部電源が利用できない場合においても使用済燃料ピットの温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項を監視することができるものとすることを要求している（１６条３項２号）。
そして，設置許可基準規則解釈においては，上記①の設備とは，㋐代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること，㋑代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料ピットの水位を維持できるものであることの各措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいい，上記②の設備とは，㋒スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ，スプレイライン及びポンプ車等）を配備すること，㋓スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料ピットの水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和できるものであること，㋔燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備を整備することの各措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいうとされている。さらに，上記各設備として，使用済燃料ピットの監視は，㋕使用済燃料ピットの水位，水温及び上部の空間線量率について，燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能であること，㋖これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること，㋗使用済燃料ピットの状態をカメラにより監視できることによることとされている。（乙４５〔107,108頁〕）
イ債務者の評価
債務者は，上記ア(ｲ)の要求事項に対応するため，上記㋐について，使用済燃料ピットへの代替注水のため，使用済燃料ピット補給用水中ポンプ等を新たに整備した。また，上記㋒及び㋔について，使用済燃料ピットへのスプレイ注水及び燃料取扱棟への放水砲等による放水のため，可搬型ディーゼル注入ポンプ，移動式大容量ポンプ車，放水砲等を新たに整備した。さらに，上記㋕及び㋗について，使用済燃料ピットの状態監視のため，使用済燃料ピット水位計（ＳＡ），使用済燃料ピット水位計（広域），使用済燃料ピット温度計（ＳＡ），使用済燃料ピット周辺線量率計，使用済燃料ピット状態監視カメラを新たに整備することとした。（乙２の9〔336~344頁〕）
ウ原子力規制委員会の審査
原子力規制委員会は，上記イの債務者の評価について，使用済燃料ピットの冷却等のために債務者が計画する設備及び手順等が，前記ア(ｲ)記載の要求事項に対応し，かつ，適切に整備される方針であることから，設置許可基準規則５４条等に適合するものと判断した。（乙２の9〔336~344頁〕）
エ債権者らの主張の検討
(ｱ)債権者らは，使用済燃料ピットについて，①堅固な施設により囲い込む対策が講じられるべきであること，②使用済燃料貯蔵施設の冷却設備及び計測装置の耐震重要度分類がＳクラスとされるべきであるのに，それぞれＢクラス又はＣクラスにとどめられていること，③使用済燃料が稠密な形で入れられており危険であること，④使用済燃料貯蔵施設への直接注水系が確保されていないことを指摘して，危険である旨主張する。(ｲ)そこで順に検討すると，まず，上記①の点については，使用済燃料の貯蔵施設においては，放射性物質を閉じ込める役割を果たす燃料被覆管の健全性を維持するため，使用済燃料の貯蔵槽の水位，水温，放射線量の監視，制御が求められており，臨界の防止，冠水状態の維持による遮へい能力の確保及び崩壊熱の除去を行うことにより，放射性物質が放出されるような事態が考えられないということができる（乙２の9〔336~344頁〕）。そうすると，上記使用済燃料の冠水状態を維持するための設備の耐震安全性等が確認されている限り，使用済燃料ピットを堅固な施設により囲い込んでいなくとも，その安全性を直ちに欠くことにはならないというべきである。
(ｳ)次に，上記②の点については，使用済燃料ピットの冷却系及び計装系の耐震重要度の分類の引上げをしていないことが不合理であるといえないことは，前記で説示したとおりである。


(ｴ)また，上記③の点については，証拠（乙４６）によれば，債務者は，使用済燃料貯蔵設備について，ほう素濃度を本件３号機については３１００ｐｐｍ，本件４号機については２５００ｐｐｍ以上のほう酸水で満たし，定期的にほう素濃度を分析することとしており，設備容量分の燃料収容時に，ほう酸水ではなく，純水で満たされた場合を想定しても，実効増倍率が０．９８以下で，十分な未臨界性を確保できる設計としていることが認められ，本件各原子炉施設の使用済燃料ピットの設備容量には，十分な余裕があるということができる。そうすると，本件各原子炉施設の使用済燃料ピットについて，債権者らの指摘するような使用済燃料の密度の点で，安全性を損なう設計がされているということはできない。
(ｵ)さらに，上記④の点については，証拠（乙２の9〔336~344頁〕，７８の18~23，７９の16~21）及び審尋の全趣旨によれば，本件各原子炉施設の使用済燃料ピット及び使用済燃料ピット水補給設備等の安全性について，地震等に対する耐震安全性が確保されていることが確認されていることに加え，本件各原子炉施設においては，こうした注水機能が喪失した場合に備え，代替注水のための使用済燃料ピット補給用水中ポンプ等の新たな設備が整備され，その際，同ポンプ等は，水中ポンプ用発電機から給電可能であり，淡水又は海水を補給できる中間受槽を水源とすることで，設計基準対象施設の注水設備である燃料取替用水ポンプ等に対して多様性を有し，また，これらのポンプを離れた位置に分散して保管することで位置的分散を図る設計とされていることが認められる。このように，使用済燃料ピットへの注水方法には多様な方法が確保されているのであり，この点に安全性を欠く点があるということはできない。
(ｶ)したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。
オまとめ
以上検討したところによれば，債権者らの主張を踏まえても，使用済燃料ピットの安全性確保に係る対策に関し，新規制基準の内容並びに原子力規制委員会の調査審議及び判断の過程等に不合理な点があるということはできない。
⑸免震重要棟の不設置について
ア新規制基準の定め（乙４５〔68,118頁〕）設置許可基準規則は，発電用原子炉を設定する工場又は事業所（工場等）には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならないと規定し（３４条），この緊急時対策所について，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるようにするための要件を規定している（６１条）ところ，設置許可基準規則解釈においては，同条１項及び２項の要件を満たす緊急時対策所とは，基準地震動による地震力に対し，免震機能等により，緊急時対策所の機能を喪失しないようにする措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいうとされている。
イ債権者らの主張の検討
この点について，債権者らは，上記設置許可基準規則解釈の定める内容を根拠として，債務者が設置を予定している緊急時対策棟が免震構造を備えていないことを論難する。
しかしながら，設置許可基準規則解釈の上記定めが，その文言上，緊急時対策所に免震機能を要求していると直ちに認めることはできず，設置許可基準規則解釈の上記定めを前提とすれば，債務者が設置を予定している緊急時対策棟が，免震機能と同等の高い耐震安全性を備え，緊急時対策所の機能が重大事故等の発生時においても維持されることが確保されているのであれば，重大事故等の対策として特に不備があるということはできない。
そして，債務者は，緊急時対策棟について，基準地震動に対する耐震性及び放射線の遮へい機能を有するコンクリート造りの建屋とすることとし，耐震構造であっても，免震構造と同様に，基準地震動に対して建屋を弾性範囲内に収めることにより，建屋の構造体全体の信頼性を確保することとしていること（乙２の9〔391~400頁〕，審尋の全趣旨）を踏まえると，債務者が設置を予定する緊急時対策棟に重大事故等対策の不備があるということはできない。
したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。
⑹放射性物質抑制対策の不備について
ア新規制基準の定め（乙４５〔109頁〕）
設置許可基準規則は，発電用原子炉施設には，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おいて工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならないと規定し（５５条），設置許可基準規則解釈において，上記必要な設備とは，①原子炉建屋に放水できる設備を配備すること，②放水設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できること，③放水設備は，移動等により，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと，④放水設備は，複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し，工場等内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること，⑤海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備することの各措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいうものとされている。
イ債務者の評価（乙２の12，８０の1・2）
(ｱ)債務者は，新規制基準における上記ア記載の要求事項に対応するため，上記①の措置について，放水設備を用いた屋外から原子炉格納容器及びアニュラス部（以下「原子炉格納容器等」という。）又は原子炉周辺建屋のうち燃料取扱棟への放水のため，移動式大容量ポンプ車，放水砲等を重大事故等対処設備として新たに整備すること，上記⑤の措置について，原子炉格納容器等又は燃料取扱棟への放水による海洋への放射性物質の拡散の抑制のため，吸着剤，シルトフェンス及び小型船舶を重大事故等対処設備として新たに整備することとした。


(ｲ)また，債務者は，上記②から④までの各措置について，㋐移動式大容量ポンプ車及び放水砲は，海を水源とし，車両等により運搬，移動でき，複数の方向から原子炉格納容器等又は燃料取扱棟に向けて放水できるとともに原子炉格納容器の最高点である頂部に放水できる容量を有する設計とし，また，移動式大容量ポンプ車は，本件３号機及び本件４号機の同時使用を想定し，１台で本件３号機及び本件４号機の両方に同時に放水できる容量を有するものを本件３号機及び本件４号機で１台，バックアップ用として１台の合計２台保管し，放水砲は，本件３号機及び本件４号機の同時使用を想定し，本件３号機及び本件４号機それぞれ１台を保管することとした。次に，㋑移動式大容量ポンプ車及び放水砲による原子炉建屋周辺への泡消火は，泡消火薬剤と混合しながら原子炉建屋周辺に向けて放水できる設計とし，また，車両等により運搬，移動でき，複数の方向から原子炉建屋周辺に向けて放水できる設計とすることとした。さらに，㋒海洋への放射性物質の拡散を抑制するシルトフェンスは，設計場所に応じた高さ及び幅を有する設計とし，また，保有数は，６か所の設置場所に各２組（設置場所で異なるが，最大５本を１組とし，２組分では最大１０本とバックアップ１本を保管）とすることとした。
ウ原子力規制委員会の審査（乙２の12）
原子力規制委員会は，上記イ(ｱ)の対策が前記ア①及び⑤記載の要求事項に対応するものであることを確認し，また，債務者が上記イ(ｱ)の重大事故等対処設備について，前記ア②から④まで記載の要求事項に適合する設計方針であることを確認した。また，原子力規制委員会は，債務者の計画において，移動式大容量ポンプ車，放水砲等により，原子炉格納容器等へ放水するための手順等について，重大事故等時に原子炉格納容器等への放水を的確かつ柔軟に対処できるように人員を確保するとともに必要な訓練を行うとしていること，ヘッドライト等により夜間等でのアクセス性を確保していること，無線通話装置（携帯型）等の必要な連絡手段を確保していること，移動式大容量ポンプ車等の移動，接続等を行う作業環境（作業空間，温度等）に支障がないことなどを確認し，上記イ(ｱ)の設備を用いた手順等について，重大事故等防止技術的能力基準１．０項等に適合する手順等を整備する方針であることを確認した。
エ債権者らの主張の検討
(ｱ)債権者らは，①放水砲については，可搬型設備である移動式大容量ポンプ車を使用する点で，前記⑶記載の可搬型設備に関する問題点が当てはまること，②放水砲やシルトフェンスで放射性物質を捕捉することはできず，その効果は無きに等しいこと，③放水砲では，福島第一原発事故において放出された希ガスを捕捉することができないことを主張する。(ｲ)そこで検討すると，まず，上記①の点については，可搬型設備を基本とする重大事故等対策が不合理であるといえないことは，前記⑶イで説示したとおりであって，債権者らの主張は，その前提を欠くというべきである。
(ｳ)また，上記②の点については，前記ア記載のとおり，設置許可基準規則においては，放射性物質の拡散抑制のための必要な設備の設置を求めており，その設備として，原子炉建屋に放水できる設備及び海洋への放射性物質の拡散抑制設備を求めるものと解されるところ，前記イ記載のとおり，債務者は，新規制基準の内容を踏まえ，原子炉建屋に放水できる設備として，移動式大容量ポンプ，放水砲等を整備するとともに，海洋への放射性物質の拡散抑制設備として，吸着剤，シルトフェンス及び小型船舶を整備することとしたものである。
そして，証拠（乙８０の1・2）及び審尋の全趣旨によれば，本件各原子炉施設に２台配備される放水砲については，可搬型のため，原子炉格納容器の破損箇所の状況に応じて設置位置を設定し，原子炉格納容器等に向けて放水することができること，放水砲による放水については，噴射ノズルを調整することにより，放水形状を噴霧状に調整することができるところ，微粒子状の放射性物質の粒子径は，０．１～０．５μｍと考えられ，この粒子径の微粒子の水滴による除去機構は，水滴と微粒子の慣性衝突作用（水滴径０．３㎜φ前後で最も衝突作用が大きくなる。）によるものであり，噴霧放射を活用することで，その衝突作用に期待することができることが認められる。こうした放水砲の設置状況や放射性物質の水滴による除去機構を考慮すれば，放水砲の設置が放射性物質の拡散の抑制対策として一定の効果を有するものと認めることができる。また，証拠（乙２の12）及び審尋の全趣旨によれば，シルトフェンスは，海水中に張ることにより，シルトフェンス内に拡散する汚泥水を滞留させ，滞留した汚泥物質を凝固，沈殿させるものであり，放水砲による放水後の放射性物質の海洋への流出に対し，シルトフェンスを設置することにより，これを抑制することが期待できることが認められるのであり，シルトフェンスの設置が海洋への放射性物質の拡散抑制設備として一定の効果を有するものと認めることができる。
したがって，放水砲やシルトフェンスによる放射性物質の拡散の抑制効果がないということはできない。
(ｴ)そして，上記③の点については，上記(ｳ)で認定した放水砲による放射性物質の拡散抑制の一定の効果は，債権者らの指摘する福島第一原発事故において放出したとされる希ガスの量を考慮しても，直ちに否定されるものではないというべきである。
(ｵ)したがって，債権者らの上記主張を採用することはできない。
オまとめ
以上検討したところによれば，債権者らの主張を踏まえても，放射性物質拡散抑制対策に関し，新規制基準の内容並びに原子力規制委員会の調査審議及び判断の過程等に不合理な点があるということはできない。７争点⑹（本件各原子炉施設に係る防災計画の合理性）について
⑴原子力防災対策に関する法規制等
ア原子炉等規制法及び設置許可基準規則の準則
原子炉等規制法全体としては，ＩＡＥＡが示す深層防護のうち，第１層から第４層までの防護階層に関する事項については，原子力事業者等に対する事業の規制を通じて担保されており，設置許可基準規則においては，深層防護の考え方（前記前提事実⑹参照）を踏まえ，設計基準対象施設（第２章）と重大事故等対処施設（第３章）を区別し，前者においてＩＡＥＡの安全基準における第１層から第３層までの防護階層に相当する事項を規定し，後者において同第４層の防護階層に相当する事項を規定するものの，同第５層の防護階層に相当する所内及び所外の緊急事態の対応に関する緊急時計画等の整備等は要求事項とされていない。
イ災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法


そして，ＩＡＥＡの安全基準における第５層の防護階層に関する事項については，我が国の法制度上，「災害」の一形態としての「原子力災害」に関し，国，地方公共団体，原子力事業者等がそれぞれの責務を果たすこととされており，災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法によって，次のとおり措置されている。
(ｱ)災害対策基本法
災害対策基本法は，国土並びに国民の生命，身体及び財産を災害から保護するため，防災に関し，基本理念を定め，国，地方公共団体及びその他の公共機関を通じて必要な体制を確立し，責任の所在を明確にするとともに，防災計画の作成，災害予防，災害応急対策，災害復旧及び防災に関する財政金融措置その他必要な災害対策の基本を定めることにより，総合的かつ計画的な防災行政の整備及び推進を図り，もって社会の秩序の維持と公共の福祉の確保に資することを目的とする法律であり（１条），この場合の災害には，原子力災害が含まれる（２条１号，災害対策基本法施行令１条）。
そして，内閣府に置かれる中央防災会議は，防災に関する総合的かつ長期的な計画や防災業務計画及び地域防災計画において重点をおくべき事項等を定める防災基本計画を作成することとされている（災害対策基本法１１条，３４条，３５条）。
(ｲ)原子力災害対策特別措置法
原子力災害対策特別措置法は，原子力災害の特殊性に鑑み，原子力災害の予防に関する原子力事業者の義務等，原子力緊急事態宣言の発出及び原子力災害対策本部の設置等並びに緊急事態応急対策の実施その他原子力災害に関する事項について特別の措置を定めることにより，原子炉等規制法，災害対策基本法その他原子力災害の防止に関する法律と相まって，原子力災害に対する対策の強化を図り，もって原子力災害から国民の生命，身体及び財産を保護することを目的とする法律である（１条）。そして，原子力災害対策特別措置法において，「原子力災害」とは，原子力緊急事態により国民の生命，身体又は財産に生ずる被害をいい（２条１号），「原子力緊急事態」とは，原子力事業者の原子炉の運転等により放射性物質又は放射線が異常な水準で当該原子力事業者の原子力事業所外へ放出された事態をいうものとされている（同条２号）。
(ｳ)国及び地方公共団体の防災計画等
ａ国は，原子力災害対策特別措置法又は関係法律の規定に基づき，原子力災害対策本部の設置，地方公共団体への必要な指示その他緊急事態応急対策の実施のために必要な措置並びに原子力災害予防対策及び原子力災害事後対策の実施のために必要な措置を講ずること等により，原子力災害についての災害対策基本法３条１項の責務を遂行しなければならないとされている（原子力災害対策特別措置法４条１項）。また，原子力規制委員会は，原子力事業者，国の各機関，地方公共団体等による原子力災害対策の円滑な実施を確保するための指針（原子力災害対策指針）を定めることとされている（同法６条の２）。そして，内閣に，原子力防災会議を置くこととされ（原子力基本法３条の３），原子力防災会議において，原子力災害対策方針に基づく施策の実施の推進その他の原子力事故が発生した場合に備えた政府の総合的な取組を確保するための施策の実施の推進，及び原子力事故が発生した場合において多数の関係者による長期にわたる総合的な取組が必要となる施策の実施の推進をつかさどるものとされている（同法３条の４）。
ｂ地方公共団体は，原子力災害対策特別措置法又は関係法律の規定に基づき，原子力災害予防対策，緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策の実施のために必要な措置を講ずること等により，原子力災害についての災害対策基本法４条１項及び５条１項の責務を遂行しなければならないとされている（原子力災害対策特別措置法５条）。そして，都道府県に置かれる都道府県防災会議は，原子力災害についても，防災基本計画及び原子力災害対策指針に基づく都道府県地域防災計画を作成することとされており（原子力災害対策特別措置法２８条，災害対策基本法１４条，４０条），この地域防災計画として，ＰＡＺ及びＵＰＺ圏内の住民の避難に係る広域避難計画の作成等を行っている。
また，市町村に置かれる市町村防災会議（市町村防災会議を設置しない市町村にあっては，当該市町村の市町村長）は，原子力災害についても，防災基本計画及び原子力災害対策指針に基づく市町村地域防災計画を作成することとされており（原子力災害対策特別措置法２８条，災害対策基本法１６条，４２条），この地域防災計画として，広域避難計画にのっとったＰＡＺ及びＵＰＺの設定に基づく避難計画の作成等を行っている。
(ｴ)原子力事業者の防災計画


他方で，原子力事業者は，原子力災害対策特別措置法又は関係法律の規定に基づき，原子力災害の発生の防止に関し万全の措置を講ずるとともに，原子力災害の拡大の防止及び原子力災害の復旧に関し，誠意をもって必要な措置を講ずる責務を有する（原子力災害対策特別措置法３条）。また，原子力事業者は，その原子力事業所ごとに，当該原子力事業所における原子力災害予防対策，緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策その他の原子力災害の発生及び拡大を防止し，並びに原子力災害の復旧を図るために必要な業務に関し，原子力事業者防災業務計画を作成する等しなければならず（原子力災害対策特別措置法７条１項），その原子力事業者ごとに，原子力防災組織を設置しなければならず（同法８条１項），その原子力事業所において基準以上の放射線量が検出される等の事象が発生したときは，直ちに，原子力事業者防災業務計画の定めるところにより，当該原子力事業所の原子力防災組織に原子力災害の発生又は拡大の防止のために必要な応急措置を行わせなければならず（同法２５条１項），原子力緊急事態宣言があった時から原子力緊急事態解除宣言があるまでの間においては，法令，防災計画，原子力災害対策指針又は原子力事業者防災業務計画の定めるところにより，緊急事態応急対策を実施しなければならない（同法２６条２項）とされている。そして，内閣総理大臣及び原子力規制委員会は，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，原子力事業者防災業務計画の作成又は修正を命ずることができ（原子力災害対策特別措置法７条４項），原子力事業者である発電用原子炉設置者が同項の規定による命令に違反した場合，原子力規制委員会は，設置許可の取消し又は１年以内の期間を定めて発電用原子炉の運転の停止を命ずることができるとされている（原子炉等規制法４３条の３の２０第２項２２号）。(ｵ)原子力災害対策についての関係機関の連携等国，地方公共団体，原子力事業者等は，原子力災害予防対策，緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策が円滑に実施されるよう，相互に連携を図りながら協力しなければならないこととされている（原子力災害対策特別措置法６条）。そして，原子力災害対策については，防災に関する国の方針について，災害対策基本法に基づき中央防災会議が策定する「防災基本計画（原子力災害対策編）」（同法３４条１項）と，原子力災害対策に係る専門的，技術的事項に関し，原子力災害対策特別措置法に基づき原子力規制委員会が策定する原子力災害対策指針（同法６条の２第１項。乙５）により制度枠組みが設定されている。ここで，原子力災害対策指針は，原子力規制委員会が，福島第一原発事故の経験を踏まえ，緊急事態における原子力施設周辺の住民等に対する放射線の影響を最小限に抑える防護措置を確実なものにすることを目的として策定したものであり，原子力事業者，国，地方公共団体等が原子力災害対策に係る計画を策定する際や当該対策を実施する際等における科学的，客観的判断を支援するものである。（乙５）
⑵玄海地域における緊急時対応等について
ア玄海地域における緊急時対応
住民の避難計画を始めとする原子力防災対策を取りまとめた玄海地域における緊急時対応については，平成２８年１１月２２日開催の第１回玄海地域原子力防災協議会（原子力防災会議の決定に基づき，内閣府政策統括官〔原子力防災担当〕が，県や市町村が作成する地域防災計画，避難計画等の具体化，充実化を支援するため，玄海地域の課題解決のために設置されたワーキングチームであり，国の関係機関，佐賀県，長崎県及び福岡県を構成員とし，関係市町及び債務者をオブザーバーとするもの）において，原子力災害対策指針等に照らし，その内容が具体的かつ合理的であると確認されて取りまとめられた。
そして，同年１２月９日に開催された第８回原子力防災会議において，上記協議会の確認結果が報告され，玄海地域における緊急時対応は，原子力災害対策指針に沿った具体的かつ合理的なものであるとして了承された。
（乙６，７）
イ防災訓練の実施状況
平成２８年１０月１０日，佐賀県，玄海町，唐津市及び伊万里市の地域防災計画（原子力災害対策編）等に基づき，防災業務関係者の防災対策に対する習熟及び防災関係機関相互の連携協力体制の強化並びに地域住民の原子力防災意識の向上を図ることを目的として，福岡県，長崎県と連携し，債務者も参加して，平成２８年度の佐賀県原子力防災訓練が実施されるとともに，平成２９年９月３日及び同月４日，国，地方公共団体及び債務者等による平成２９年度原子力総合防災訓練が実施された（乙９９から１０３まで）。
ウ安定ヨウ素剤の服用の体制整備
原子力災害対策指針は，放射性ヨウ素による内部被ばくのおそれがある場合には，安定ヨウ素剤を服用できるよう，その準備をしておくことが必要であるとして，ＰＡＺにおいては，全面緊急事態に至った場合，避難を即時に実施するなど予防的防護措置を実施することが必要となるところ，この避難に際して，安定ヨウ素剤の服用が適時かつ円滑に行うことができるよう，平時から地方公共団体が事前に住民に対し安定ヨウ素剤を配布することができる体制を整備する必要があるとするとともに，ＵＰＺにおいては，全面緊急事態に至った場合，プラント状況や空間放射線量率等に応じて，避難等の防護措置を講ずることとなるため，避難等と併せて安定ヨウ素剤の服用を行うことができる体制を整備する必要があると定めている。
（乙５〔48~50頁〕）
⑶本件各原子炉施設の防災計画の検討
ア前記２から６までにおいて検討したとおり，債務者は，本件各原子炉施設について，ＩＡＥＡが示す深層防護のうち，第１層から第４層までの防護階層に関する事項について，自然的立地条件に係る安全確保対策及び事故防止に係る安全確保対策を講ずるとともに，重大事故等対策を充実させており，本件各原子炉施設の安全性が疎明されていることからすれば，炉心が著しく損傷し，放射性物質の異常な放出に至る具体的な危険性があるとは認められず，そのような事態は容易に想定し難い。イまた，前記⑴で概観した原子力防災対策に関する法令の規定からすれば，原子力災害の発生の防止及び拡大の防止等について原子力事業者は第一次的な責務を負うものの，当該原子力事業所周辺の住民の生命又は身体を原子力災害から保護するための避難等の発電所外における災害対策は，市町村，都道府県及び国（原子力防災会議，原子力災害対策本部）が担うものとされ，このうち周辺住民の避難等については，避難計画の作成及び避難の勧告又は指示を含めて，基本的に市町村の責務とされているということができる。


平成２６年１０月３０日判決言渡
平成２５年（行ケ）第１０２４４号審決取消請求事件
口頭弁論終結日平成２６年１０月２８日
判     決
原        告     新東工   業株式   会社訴訟代   理人弁   護士      田   中   伸一郎
同      奥村直   樹
訴訟代   理人弁   理士      弟子丸       健
同      倉   澤   伊知郎
同      山本航   介
被        告        日本鋳   鉄管株   式会社訴訟代   理人弁   護士      石戸孝   則訴訟代   理人弁   理士      石川泰   男
同      石橋良   規
主     文
１特許庁が無効２０１３－８００００１号事件について平成２５年７月２６日にした審決を取り消す。
２訴訟費用は被告の負担とする。
事実及び理由
第１請求
主文同旨
第２事案の概要
１特許庁における手続の経緯等（争いがない。）
被告は，平成１４年１１月１９日，発明の名称を「ダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備」とする特許出願（特願２００２－３３４６６５号）をし，平成１７年６月１０日，設定の登録（特許第３６８５７８１号）を受けた（以下，この特許を「本件特許」という。）。
被告は，平成２１年６月２日に本件特許につき無効審判請求（無効２００９－８００１２１号）をされたため，同年８月２４日，訂正請求をし（甲７），特許庁は，平成２２年１月２５日，訂正を認めて本件特許を維持する旨の審決をし，平成２４年２月２４日，同審決は確定した。
原告は，平成２５年１月９日，特許庁に対し，本件特許の請求項１及び２に記載された発明についての特許を無効にすることを求めて審判の請求をした。特許庁は，上記請求を無効２０１３－８００００１号事件として審理をした結果，同年７月２６日，「本件審判の請求は，成り立たない。」との審決をし，その謄本を，同年８月５日，原告に送達した。
２特許請求の範囲の記載（甲７）
前記訂正後の本件特許の特許請求の範囲（請求項の数は５である。）の請求項１及び２の記載は，以下のとおりである（以下，請求項１及び２に記載された発明をそれぞれ「本件発明１」，「本件発明２」といい，本件発明１及び２を総称して「本件発明」という。また，本件特許の明細書及び図面をまとめて「本件明細書」という。）。
「【請求項１】
溶解炉で溶解された元湯を貯留する保持炉と，保持炉に貯留されていた元湯を受ける取鍋と，取鍋内の元湯に黒鉛球状化剤を添加する，ワイヤーフィーダー法による黒鉛球状化処理装置と，を備えたダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備であって，前記保持炉と前記黒鉛球状化処理装置との間には，取鍋を搭載して自走すると共に搭載した取鍋をその上で移動させるための取鍋移動手段を有する搬送台車と，取鍋を移動させる取鍋移送手段と，が設置されており，前記取鍋は，前記搬送台車と前記取鍋移送手段との間を行き来し，吊り上げられることなく，前記搬送台車，前記取鍋移動手段及び前記取鍋移送手段によって保持炉から黒鉛球状化処理装置へ移動させられることを特徴とする，ダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備。
【請求項２】
溶解炉で溶解された元湯を貯留する保持炉と，保持炉に貯留されていた元湯を受ける取鍋と，取鍋内の元湯に黒鉛球状化剤を添加する，ワイヤーフィーダー法による黒鉛球状化処理装置と，黒鉛球状化処理終了後に取鍋内のスラグを取鍋から排出する排滓処理装置と，を備えたダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備であって，前記保持炉と前記黒鉛球状化処理装置と前記排滓処理装置との間には，取鍋を搭載して自走すると共に搭載した取鍋をその上で移動させるための取鍋移動手段を有する搬送台車と，取鍋を移動させる取鍋移送手段と，が設置されており，前記取鍋は，前記搬送台車と前記取鍋移送手段との間を行き来し，吊り上げられることなく，前記搬送台車，前記取鍋移動手段及び前記取鍋移送手段によって保持炉から黒鉛球状化処理装置及び排滓処理装置へ移動させられることを特徴とする，ダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備。」
３審決の理由の要旨
(1)審決の理由は，別紙審決書写しのとおりである。要するに，本件発明は，甲１ないし５号証に記載された発明に基づいて，当業者が容易に発明することができたとはいえないというものである。
(2)審決が認定した，本件特許の出願日より前に刊行された「ＦＯＵＮＤＲＹＴＲＡＤＥＪＯＵＲＮＡＬ，ＦＥＢＲＵＡＲＹ    １９９７，ｐ５６－５８」（甲１。以下「甲１文献」という。）に記載された発明（以下「甲１発明」という。）の内容，本件発明１と甲１発明との一致点及び相違点並びに本件特許の出願日より前に刊行された「ＴＲＡＮＳＡＣＴＩＯＮＳｏｆ    ｔｈｅＡｍｅｒｉｃａｎＦｏｕｎｄｒｙｍｅｎ‘ｓ    ＳｏｃｉｅｔｙＶＯＬＵＭＥ    ７０，１９６３，ｐ１１３３－１１３９」（甲３。以下「甲３文献」という。）に記載された発明（以下，「甲３発明」という。）の内容，本件発明１と甲３発明との一致点及び相違点は，それぞれ以下のとおりである。なお，審決は，本件発明２と甲１発明及び甲３発明の相違点は，本件発明１と同一であると認定している。
ア甲１発明と本件発明１について
(ｱ)甲１発明の内容
「キュポラ溶鉄を保持する前炉と，前炉に保持されていた溶鉄が充填される取鍋と，取鍋内の溶鉄にマグネシウムを添加するコアードワイヤ処理ステーションと，を備えたダクタイル鋳鉄の鋳造工場であって，前記取鍋は，溶鉄が充填されスラグ除去された後に，前記コアードワイヤ処理ステーションに搬送される，ダクタイル鋳鉄の鋳造工場。」
(ｲ)一致点


「溶解炉で溶解された元湯を貯留する保持炉と，保持炉に貯留されていた元湯を受ける取鍋と，取鍋内の元湯に黒鉛球状化剤を添加する，ワイヤーフィーダー法による黒鉛球状化処理装置と，を備えたダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備。」である点。
(ｳ)相違点
「本件発明１は，「保持炉と黒鉛球状化処理装置との間には，取鍋を搭載して自走すると共に搭載した取鍋をその上で移動させるための取鍋移動手段を有する搬送台車と，取鍋を移動させる取鍋移送手段と，が設置されており，取鍋は，搬送台車と取鍋移送手段との間を行き来し，吊り上げられることなく，搬送台車，取鍋移動手段及び取鍋移送手段によって保持炉から黒鉛球状化処理装置へ移動させられる」のに対し，甲１発明は，前炉にて溶鉄が充填されスラグ除去された後に，取鍋をコアードワイヤ処理ステーションへ搬送する手段が不明である点。」
イ甲３発明と本件発明１について
(ｱ)甲３発明の内容
「キュポラで溶解された溶鉄を保持する前炉と，前炉に保持されていた溶鉄を受ける取鍋と，取鍋内の溶鉄にマグネシウム合金の缶を押し込むプランジング法のためのプランジングベルと，を備えたダクタイル鉄の生産設備であって，前記前炉と前記プランジングベルとの間には，取鍋を備えた取鍋台車が設置されており，前記取鍋は，前記取鍋台車によって前炉から前記プランジングベルへと移動させられるダクタイル鉄の生産設備。」
(ｲ)一致点
「溶解炉で溶解された元湯を貯留する保持炉と，保持炉に貯留されていた元湯を受ける取鍋と，取鍋内の元湯に黒鉛球状化剤を添加する，黒鉛球状化処理装置と，を備えたダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備であって，前記保持炉と前記黒鉛球状化処理装置との間には，取鍋を搭載して自走する搬送台車が設置されており，前記取鍋は，吊り上げられることなく，前記搬送台車によって保持炉から黒鉛球状化処理装置へ移動させられるダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備。」である点。
(ｳ)相違点
（相違点１）
「本件発明１の黒鉛球状化処理装置は，「ワイヤーフィーダー法による」ものであるが，甲３発明のプランジングベルは，プランジング法によるものである点。」
（相違点２）
「本件発明１では，搬送台車が「搭載した取鍋をその上で移動させるための取鍋移動手段を有し」，かつ「取鍋を移動させる取鍋移送手段が設置され」て，取鍋は，「前記搬送台車と前記取鍋移送手段との間を行き来し，前記取鍋移動手段及び前記取鍋移送手段によって」も移動するのに対し，甲３発明では，取鍋台車が取鍋移動手段を有しておらず，取鍋移送手段も設置されていない点。」
第３原告主張の取消事由
１取消事由１（甲１発明との相違点の判断の誤り）について審決は，甲１発明に特開平９－１８２９５８号公報（甲２。以下「甲２公報」という。）記載の取鍋移送機構（以下「甲２発明」という。）を適用すれば，本件発明の構成が得られることは認めながら，取鍋の形状の差異やホイストの必要性等の阻害事由を挙げ，甲１発明に甲２発明を適用することは当業者が容易になし得たことではないと判断したが，以下のとおり，誤りである。
(1)取鍋の形状の差異について
審決は，甲１文献には，取鍋内の溶鉄が，コアードワイヤ処理の後に，別の取鍋に移し替えられて鋳造工程へ進むことが記載されており，この鋳造工程では，移し替えられた取鍋を注湯機上に載置するものと認められるから，甲１発明の取鍋は，注湯用の取鍋ではなく，甲２公報記載の取鍋に相当するものではないと判断した。しかし，甲１文献には取鍋が搬送されることが示されており，取鍋の形状が特殊であるなどの事情もないのであるから，甲２発明の適用が阻害される理由はない。むしろ，①甲１発明における（マグネシウムの）「接種」に際しては，必ずしも取鍋の移し替えを行う必要はなく，甲１発明において移し替えをしない方法に変更することは設計事項であること，②本件特許出願前より，鋳鉄の製造現場においては，取鍋の搬送手段として，クレーン，ホイスト等による空中搬送と，軌道上の台車，ローラコンベアによる地上搬送は，当業者が適宜選択していたこと，③甲１発明で黒鉛球状化処理装置までの搬送に用いられる「取鍋」と甲２発明で用いられる「取鍋」は，両者ともに保持炉内に存在する溶融金属の元湯（溶湯）を受け取り，次の処理が行われる場所に搬送するためのものであること，④ねずみ（普通）鋳鉄もダクタイル鋳鉄も同一の鋳物工場で生産されていたこと，⑤甲２発明は，本件発明と同じ課題（空中搬送の問題点）を解決していることなどからすれば，甲２発明を甲１発明に適用することの阻害事由とはならない。
なお，被告は，甲１発明の取鍋については転倒の危険があるから地上搬送できない旨主張する。しかし，取鍋の形状は当業者が適宜選択するものである上，鋳物の製造現場においては，取鍋に溶湯をなみなみとは満たさないものであって，搬送方法を工夫したり，転倒防止装置を設けることで十分対応できるものであるから，理由がない。
(2)ホイスト等の必要性について
また，審決は，甲１文献には，甲１発明のコアードワイヤ処理ステーション（以下「処理ステーション」という。）では，取鍋が，注湯機のように載置されるのではなく，吊り上げられることが記載されているから，甲１発明の処理ステーションには，むしろホイストが必要であって，取鍋移送機構を設ける必要がないと判断した。
しかし，甲１発明の処理ステーションが取鍋を吊り上げるものであっても，搬送時に取鍋を吊り上げれば空中搬送の危険があることは変わらない上，甲１文献の図２に開示される黒鉛球状化処理装置のフックの形状も取鍋の上下動に使用するもので搬送には使用できないものであるから，甲１発明について，搬送時には，危険性のない甲２発明の搬送機構を適用することは，当業者が当然になすことである。したがって，甲１文献に，取鍋が吊り上げられることが記載されていることは，甲２発明を甲１発明に適用することの阻害事由とはならない。
(3)溶湯の飛散及び地金の落下について
被告は，ワイヤーフィーダー法による黒鉛球状化処理の際には，取鍋の周囲に溶湯が飛散し，地金が落下するという問題があるから，当業者が地上搬送を選択する動機付けがない旨主張する。
しかし，溶湯の飛散が多いとされるプランジング法であっても地上搬送が採用されているのであって，その主張には根拠がない。また，当業者は溶湯が飛散しないように適宜公知の対策を行うものであるから理由がない。
(4)小括
以上によれば，甲１発明に甲２発明を適用して，本件発明１及び２の構成とすることは，当業者が容易に想到することができたものであって，審決の判断には誤りがあり，取り消されるべきである。


２取消事由２（甲３発明との相違点２の判断の誤り）について審決は，甲３発明のダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備をワイヤーフィーダー法に変更することは当業者にとって容易とし，これに甲２発明を適用すれば，本件発明の構成が得られることは認めながら，取鍋の形状の差異，ホイスト等の必要性，軌道上での黒鉛球状化処理等の阻害事由を挙げて，甲３発明に甲２発明を適用することは，当業者が容易になし得たことではないと判断したが，以下のとおり，誤りである。
(1)取鍋の形状の差異及びホイスト等の必要性について前記１(1)及び(2)と同じ。
(2)軌道上での黒鉛球状化処理について
審決は，甲３文献には，甲３発明のプランジング処理を取鍋台車上で行うことが記載されており，甲３発明では，取鍋台車から取鍋を移送する必要がないので，甲３発明に甲２発明を適用することは，当業者が容易になし得たことではないと判断した。
しかし，本件特許の出願当時，鋳物の製造設備において，取鍋内の元湯に関して何らかの処理（作業）を行う場合には，取鍋搬送の軌道から側方に離して配置することは一般的で，特に黒鉛球状化処理装置については，その技術的必要性が高いことからすれば，プランジング法からワイヤーフィーダー法に変更した甲３発明のダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備に甲２発明を適用することは，当業者が容易に想到し得たことである。
(3)したがって，審決の判断には誤りがあり，取り消されるべきである。
第４被告の反論
１取消事由１（甲１発明との相違点の判断の誤り）に対して
(1)取鍋の形状の差異に対して
ローラコンベアを使用して搬送する場合，転倒防止のため，搬送対象物については横方向の長さ≧高さとなるように載置するのが一般的であり（甲８・３１４頁），甲２公報記載のローラコンベアで搬送される取鍋の形状についても，高さ（深さ）と横方向の長さの比がおよそ１：１となっている。これに対し，甲１文献の図２からすれば，甲１発明の取鍋の高さ（深さ）と横方向の長さの比はおよそ２：１であり，「黒鉛球状化のためのより重要な要因」の一つとして，取鍋の形状（金属の深さ）が挙げられている。そうすると，甲１発明に甲２発明を適用することには，転倒による危険の問題が存在するから，甲１発明に甲２発明を適用することには阻害要因がある。
(2)ホイスト等の必要性に対して
甲１発明においては，黒鉛球状化処理の際にはフックが上昇し，取鍋が吊り上げられるのであるから，前炉から処理ステーションまでフックを利用して空中搬送を行う場合には，処理ステーションに到着後，そのフックを用いたまま取鍋を蓋の位置まで上昇させるだけで足りる。これに対して，仮に甲１発明の処理ステーションに甲２発明を適用する場合には，取鍋は搬送台車上からローラコンベアによって処理ステーションまで運ばれた際に，黒鉛球状化処理のために，改めてフックに取鍋を掛ける必要があるので，空中搬送の場合に比べてフックに取鍋を掛けてその状態を確認する玉掛け操作員とその作業のための時間を余計に確保することになり，これによる危険性も生ずることとなる。このことは，黒鉛球状化処理後に取鍋を処理ステーションから次の処理場所まで移動させる際も同様であり，甲１発明においては，取鍋の搬送手段が空中搬送の場合には取鍋をフックに掛けたまま搬送すればよいのに対して，甲２発明を用いた場合にはローラコンベアに取鍋を載置する際，取鍋からフックを外す人手とそのための時間が余計に必要となり，さらに作業中の危険も新たに生ずることとなる。
したがって，甲１発明に甲２発明を適用する動機付けはなく，審決の判断に誤りはない。
(3)溶湯の飛散及び地金の落下に対して
ダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製においては，溶湯の飛散が生じない単なる注湯設備と異なり，黒鉛球状化処理の際，マグネシウムの爆発的反応によって溶湯が周囲に飛散し落下する上，同処理後に蓋を取鍋から分離する際に，蓋の内面に付着，堆積していた溶湯が冷却されて地金となって落下することは，当業者にとって技術常識である。
そして，本件特許の出願当時には，溶湯の飛散や地金の落下によるローラコンベアの損傷を防ぐ技術は存在しなかったのであって，ローラーテーブル保護カバーのような技術も公知ではなく，示唆すらなかったことからすると，溶湯飛散や地金落下の危険性を知っている当業者であれば，甲１発明及び甲３発明の黒鉛球状化処理設備に甲２発明を組み合わせることは容易に想到するものではない。
(4)小括
以上によれば，審決は相当であって，取消事由はない。２取消事由２（甲３発明との相違点２の判断の誤り）に対して前記１(1)ないし(3)と同じ。
なお，本件特許の出願当時，黒鉛球状化処理装置について，搬送機構の軌道から離して配置することが，技術常識であったとはいえない。
第５当裁判所の判断
当裁判所は，原告の取消事由１には理由があり，審決にはこれを取り消すべき違法があるものと判断する。その理由は，以下のとおりである。
１本件発明，甲１発明及び甲２発明について
(1)   本件発明の要旨
本件明細書によれば，本件発明１は，溶融状態の鋳鉄を収容した取鍋を，クレーン等で吊り上げることなく移動させ，溶解炉で溶解された溶融鋳鉄（元湯）からダクタイル鋳物用溶融鋳鉄を溶製する設備に関するものである（【０００１】）。従来技術においては，元湯を収容した取鍋及び黒鉛球状化処理が施された後の溶湯を収容した取鍋は，クレーンやホイスト等によって吊り上げられて保持炉や黒鉛球状化処理装置の間を搬送されるため，専用の操作員を必要とするなどの課題を有していた（【０００４】【０００８】【０００９】）。そこで，本件発明１は，極めて少ない操作員で取鍋の移動及び黒鉛球状化処理を行うことが可能であるダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製設備の提供を目的とし（【００１０】），保持炉と黒鉛球状化処理装置との間に，取鍋を搭載して自走すると共に搭載した取鍋をその上で移動させるための取鍋移動手段を有する搬送台車と，取鍋を移動させる取鍋移送手段とを設置し，取鍋を，吊り上げることなく，搬送台車，取鍋移動手段及び取鍋移送手段によって保持炉から黒鉛球状化処理装置へ移動させることによって（【００１１】），ほとんどの作業を自動化して，極めて少ない操作員で一連の作業に対処することを可能とし，省力化に伴う生産性の向上等が達成されるという効果を有するものである（【００３５】【００３７】）。
(2)甲１発明について
ア甲１文献には，以下の記載がある（甲１。図２及び３については，別紙甲１発明図面目録参照。）。


「ダクタイル鋳鉄の商業生産には，溶鉄へのマグネシウムの添加が必要である。このマグネシウムの添加には，異なった周知且つ実証済みの方法があるものの，この添加をより一貫して，またはより経済的に達成させる，あるいは結果として生じた鋳鉄の質を改善することを可能とする開発に常に関心が集まっている。」（原文５６頁１行～１２行，訳文１頁左欄１行～１０行）
「本報告書の目的は，高品質の球状黒鉛鋳鉄を生産するべく，キュポラから直接得た高硫黄母材鉄の処理に，単段コアードワイヤ工程を使用可能とする要因を示すことに焦点を当てることである。」（原文５６頁中央欄下から４行～右欄２行，訳文１頁中央欄下から４行～右欄２行）
「供給設備は基本的には，ワイヤを保管コイルから取り出し，ガイド管を通して反応槽内の金属へと送る。図２は，高硫黄含有量のキュポラ溶鉄の単段黒鉛球状化に用いられる装置の概略図である。」（原文５６頁右欄下から１８行～８行，訳文１頁右欄下から１２行～７行）
「黒鉛球状化のためのより重要ないくつかの要因は，母材の硫黄含有量，処理中の金属の温度，処理される金属の量（重量），取鍋の形状（金属の深さ），処理ステーション（ワイヤ配置）の設定，ワイヤ充填物のマグネシウム含有量，ワイヤ供給速度（金属中の侵入深さ），鋼鉄鞘の厚さ，およびワイヤの直径である。」（原文５６頁右欄下から４行～５７頁左欄６行，訳文１頁右欄下から４行～２頁左欄５行）
「典型的な期間および対応する温度範囲を詳細に示した工程の手順を図３に示す。清浄度，すなわち，金属がそれぞれの適切な段階でスラグ除去されることが重視されていることがわかる。処理に関連する全般的な温度低下は３０℃の範囲内にあることがわかる。」（原文５８頁左欄下から６行～中央欄３行，訳文３頁左欄下から３行～中央欄４行）
イ上記記載によれば，甲１発明は，ダクタイル鋳鉄の鋳造工場に関するものであって（訳文１頁左欄１行～１０行），前炉（本件発明１の「保持炉」に相当する。）に保持されていた溶鉄を取鍋に充填し，スラグを除去した後に，取鍋を処理ステーション（本件発明１の「ワイヤーフィーダー法による黒鉛球状化処理装置」に相当する。）に搬送し，黒鉛球状化処理を行うものである（訳文３頁左欄下から３行～中央欄４行，図２，３）。
なお，甲１発明においては，取鍋を前炉から処理ステーションに搬送するための手段については，特定されていない（図３）。
(3)甲２発明について
ア本件特許の出願日より前に刊行された甲２公報には，以下の記載がある（甲２。図１，３及び５については，別紙甲２発明図面目録参照（図２，４については省略する。）。）。
(ｱ)【特許請求の範囲】
「【請求項１】取鍋を載置する台車，台車走行用のレール，台車の走行機構，注湯機の位置に台車を停止させる停止機構，台車と注湯機の位置決め固定機構，台車と注湯機の間の取鍋移送機構から構成され，前記位置決め固定機構は，スライド軸および該軸の軸方向スライド機構と，該軸の嵌入具とからなり，該嵌入具の入側がテーパをもって拡大されていることを特徴とする溶湯取鍋の自動搬送装置。」
(ｲ)【発明の詳細な説明】
「【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は，鋳造品の製造において，鋳型に溶湯を注入する際，溶湯が装入された取鍋を，保持炉等から注湯機まで自動的に搬送するための装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】鋳造品の製造において，鋳型に溶湯を注入する作業は既に自動化されていたが，溶湯を注湯機まで搬送する作業は未だ人手によっていた。従来装置の代表的な例を図５に示す。溶解された鋳鉄等の溶湯が一定温度に保持されて保持炉１に収容されており，油圧シリンダー等で傾動させて，溶湯を取鍋３に移入する。そして作業者３１の操作により，ホイスト３２で取鍋２を吊り上げ，モノレール３３に沿って歩行しつつ，取鍋３を電動走行させ，注湯機１１の上まで搬送し，ホイスト３２を操作して，取鍋３を該注湯機１１上の規定位置に位置合せし載置していた。」
「【０００４】溶湯の温度は，鋳鉄の場合は例えば１５５０℃であり，これを収容した取鍋３の表面温度は３００℃にも達する。取鍋３をホイスト３２で吊るときは，取鍋３の吊り環にワイヤを掛け，注湯機１１上に降ろした後はワイヤを取外すが，これらの操作は作業者３１の手作業である。
【０００５】このような従来の溶湯搬送作業は，ホイスト３２による取鍋３の上下動およびモノレール３３による電動走行を除き，ほとんどが手作業であり，また作業者は取鍋３に追従して移動する必要があった。ホイスト３２で吊った取鍋は揺動し不安定であるため，作業者には溶湯の飛散または火花などによる火傷の危険があり，ホイスト３２のワイヤが切れた場合には大事故のおそれがあった。また，取鍋３は高温であるため，取鍋３の吊り環へワイヤを取付け，取外す作業は，高温環境でかつ危険であった。・・・
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】本発明は，鋳造品の製造において，鋳型に溶湯を注入する際，溶湯が装入された取鍋を，保持炉等から注湯機まで搬送し着脱する作業を自動化することにより，危険作業を回避するとともに，取鍋搬送を安定化し，さらに時間短縮等，作業の効率化を図ることを目的とする。・・・
【０００７】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するための本発明は，取鍋を載置する台車，台車走行用のレール，台車の走行機構，注湯機の位置に台車を停止させる停止機構，台車と注湯機の位置決め固定機構，台車と注湯機の間の取鍋移送機構から構成され，前記位置決め固定機構は，スライド軸および該軸の軸方向スライド機構と，該軸の嵌入具とからなり，該嵌入具の入側がテーパをもって拡大されていることを特徴とする溶湯取鍋の自動搬送装置である。・・・
【０００８】


【発明の実施の形態】本発明装置を図１～図４の例により説明する。図１に示すように，保持炉１と注湯機１１の間にレール４を敷設し，台車２を図示しない走行機構により電動走行させるようにしている。台車２には取鍋３が載置され，注湯機１１の位置に自動停止させる停止機構，台車と注湯機の位置決め固定機構，および台車２と注湯機１１の間の取鍋移送機構を有している。・・・」「【００１２】台車２と注湯機１１の間の取鍋移送機構としては，台車２上にローラコンベア９，注湯機１１上にローラコンベア１０を設けている。両ローラコンベア９および１０は，図３に示すように，同一平面上に配設されている。そして，台車２上のモータ１６および注湯機１１上のモータ１７を同時に回転させ，取鍋３を移送する。・・・」
「【００１９】
【発明の効果】本発明装置により，鋳造品の製造において，鋳型に溶湯を注湯する際，溶湯が装入された取鍋を，保持炉等から注湯機まで搬送し着脱する作業を自動化することができ，作業者による危険作業が回避されるとともに，取鍋搬送が安定化し，さらに時間短縮等，作業の効率化が図られる。また，必要に応じて，溶湯の自動計量および自動記録も行うことにより，工程管理が容易となる。」イ上記記載によれば，甲２発明は，従来，鋳造品の製造において，鋳鉄等の溶湯が装入された取鍋を保持炉から注湯機まで搬送する作業は，ホイスト及びモノレールを使用して行われていたが（【０００１】，【０００２】，図５），ホイストによる取鍋の上下動及びモノレールによる電動走行を除き，そのほとんどは作業者の手作業であり，また，作業者は取鍋に追従して移動する必要があり，さらに，溶湯が装入された取鍋をホイストで吊って搬送することには，各種の危険があることなどから（【０００４】，【０００５】），取鍋の搬送作業を自動化することによって危険作業を回避するとともに，取鍋搬送を安定化し，さらに時間短縮等，作業の効率化を図るために（【０００６】），保持炉と注湯機の間にレールを敷設し，取鍋を載置した台車を走行機構により電動走行させ，台車上に設けたローラコンベア（本件発明１の「取鍋移動手段」に相当する。）と，注湯機上に設けたローラコンベア（本件発明１の「取鍋移送手段」に相当する。）により，取鍋を，台車から注湯機上における取鍋を載置すべき所定位置へ移送するもの（【０００７】，【０００８】，【００１２】，図１，図３）である。
２取消事由１（甲１発明との相違点の判断の誤り）について(1)上記認定事実によれば，本件発明１と甲１発明は，審決の認定（事案の概要３(2)ア）するとおりの一致点及び相違点を有するものである。そして，前記１(3)で認定したとおり，甲２発明は，取鍋を保持炉から注湯機上に搬送するために，ホイストとモノレールに換え，台車と２台のローラコンベアからなる取鍋移送機構を用いるものであるところ，甲１発明と甲２発明は，いずれも，鋳鉄の鋳造設備に関するものであり，保持炉に保持されていた鋳鉄溶湯を取鍋に装入し，その鋳鉄溶湯が装入された取鍋を，保持炉から次の所定の処理を行う装置まで搬送する工程を有する点で共通するものである。
また，平成７年３月発行された財団法人素形材センターの「鋳造工場の自動化・省力化マニュアル」（甲８。以下「本件マニュアル」という。）によれば，鋳造設備における通常の取鍋の搬送手段については，空間搬送が主流であったものの，地上方式のものも少なくなかったこと（９９頁），溶湯が高温であるから，その安全性を確保しながら，工場の環境整備，省力化のために搬送手段の自動化が進められてきたこと（９７頁）などが認められ，当業者であれば，取鍋を搬送するにあたっては，取鍋の搬送作業を自動化することによって危険作業を回避するとともに，取鍋搬送を安定化し，さらに時間短縮等，作業の効率化を図る必要があるという甲２発明の課題を認識すると認められる。
そうすると，甲１発明及び甲２発明に接した当業者であれば，甲１発明において，前炉に保持されていた溶鉄が充填された取鍋を，前炉から処理ステーションに搬送するにあたり，取鍋の搬送作業を自動化することにより，危険作業を回避するとともに，取鍋搬送を安定化し，さらに時間短縮等，作業の効率化を図るために，取鍋の搬送手段として甲２発明を適用して，前炉と処理ステーションの間にレールを敷設し，取鍋を載置した台車を走行機構により電動走行させ，台車上に設けたローラコンベアと，処理ステーションに設けたローラコンベアにより，取鍋を，台車から処理ステーションにおける適宜定められた位置へ移送するという相違点に係る構成を容易に想到することができるというべきである。
(2)審決について
ア審決は，甲１文献には，甲１発明の取鍋内の溶鉄が，コアードワイヤ処理の後に，別の取鍋に移し替えられて鋳造工程へ進むことが記載されており，この鋳造工程では，移し替えられた取鍋を注湯機上に載置するものと認められるから，甲１発明の取鍋は，注湯用の取鍋ではなく，甲２発明の取鍋に相当するものではないと判断した。
しかし，甲２発明によって搬送される取鍋が注湯用取鍋であるのに対して，甲１発明において搬送される取鍋が注湯用取鍋でないとしても，前記(1)で判示したとおり，これらは保持炉に保持されていた鋳鉄溶湯を装入する取鍋であり，保持炉から次の所定の処理を行う装置まで搬送される点で共通するものである上，本件特許の出願前に刊行された「ＧｉｅβｅｒｅｉーＰｒａｘｉｓ，１９８３，Ｎｏ２１，３１３－３２０頁」（甲３１）によれば，ワイヤーフィーダー法においてもマグネシウム処理及び鉄の注湯が同じ取鍋で実施されることがあると認められ，甲１発明における取鍋が注湯用であるか否かは搬送手段の選択に大きな影響を及ぼすものではない。また，甲２発明は，単に取鍋を自動搬送するだけであるから，注湯用取鍋しか搬送できない特殊なものではなく，当業者であれば，注湯用ではない取鍋であっても搬送が可能であると認識できると認められる。
したがって，甲１発明の取鍋が，甲２記載の取鍋に相当するものではないからといって，甲１発明において，取鍋の搬送手段として甲２発明を適用することは当業者にとって容易になし得たことではないということはできない。イまた，審決は，甲１発明の処理ステーションでは，取鍋が，注湯機のように載置されるのではなく，吊り上げられることが記載されているから，甲１発明の処理ステーションには，むしろホイストが必要であって，取鍋移送機構を設ける必要がないことなどから，甲１発明に甲２発明を適用することは当業者が容易になし得たことではないと判断した。


確かに，甲１発明では，処理ステーションにおける黒鉛球状化処理の際，フックで取鍋を吊り上げており（別紙甲１発明図面目録の図２参照），そのためにホイストが必要であることは認められる。
しかし，処理ステーション内において取鍋を吊り上げるからといって，溶湯が装入された取鍋をホイストで吊って前炉から処理ステーション内の所定の位置まで搬送することによって生じる危険性がなくなるわけではなく，その危険性を避けるため，取鍋を前炉から処理ステーション内の所定の位置に設置するまでの搬送手段として甲２発明を利用する意義は存在するから，甲１発明に甲２発明を適用する動機付けは依然として存在するというべきである。
したがって，甲１発明に甲２発明を適用することは当業者が容易になし得たことではないとした審決の判断には誤りがある。
(3)被告の主張について
ア取鍋の形状について
被告は，ローラコンベアを使用して取鍋を搬送する場合，転倒防止のため，搬送対象物については横方向の長さ≧高さとなるように載置するのが一般的であるところ（甲８・３１４頁），甲１発明の取鍋の高さ（深さ）と横方向の長さの比はおよそ２：１で，「黒鉛球状化のためのより重要な要因」の一つとして，取鍋の形状（金属の深さ）が挙げられているから，甲１発明に甲２発明を適用すると転倒する危険があり，甲１発明に甲２発明を適用することには阻害要因があると主張する。しかし，特公昭５７－５９７８８号公報（甲１６）及び特開平７－１５５９３４号公報（甲１８）によれば，ローラコンベアで取鍋を搬送する場合であっても，底面の横方向の長さ≦高さ（深さ）となるような縦長形状の取鍋を搬送していることが認められる（甲１６の第１図，第２図，甲１８の図２）。また，本件マニュアル（９７及び９８頁）にも安全性の確保に関する記載があるとおり，溶湯が装入された取鍋を搬送する際に，取鍋の転倒を防止して安全を確保すべきことは，当業者にとって明らかであるから，甲１発明の取鍋の搬送手段として甲２発明を適用するにあたり，取鍋に装入する溶湯の量や取鍋の搬送速度を調整したり，取鍋を支持する機構を設けたりするなどして取鍋の転倒を防止して安全を確保することは，当業者であれば必要に応じて適宜なし得ることであると認められる。したがって，甲１文献の図２に示される取鍋の形状が，その高さ（深さ）と横方向の長さの比がおよそ２：１であることは，甲１発明に甲２発明を適用することを妨げるほどの事情であるとはいえず，被告の主張は理由がない。
イホイストの必要性について
被告は，甲１発明に甲２発明を適用すると，取鍋を搬送台車上からローラコンベアによって処理ステーションまで運んだ際に，黒鉛球状化処理のために，改めてフックに取鍋を掛ける必要があるので，空中搬送の場合に比べて，フックに取鍋を掛けてその状態を確認する玉掛け操作員とその作業のための時間を余計に確保することになり，黒鉛球状化処理後にも，取鍋からフックを外す人手とそのための時間が余計に必要となるなど作業中の危険が新たに生ずることになる旨主張する。しかし，取鍋を前炉から処理ステーションまで空中搬送し，黒鉛球状化処理を行った後，処理ステーションから次の処理場所まで空中搬送するとしても，前炉から処理ステーションまで空中搬送する前に必ずフックに取鍋を掛けなければならず，黒鉛球状化処理後も，空中搬送が終了した後に必ず取鍋からフックを外さなければならないから，空中搬送であるか地上搬送であるかを問わず，フックの取り付け及び取り外しを１回ずつ行うことに変わりはなく，甲１発明に甲２発明を適用することによって，フックの取付け等にかかる人手が増え，新たに危険が生じるということはできない。
したがって，被告の主張は理由がない。
ウ溶湯の飛散及び地金の落下について
(ｱ)被告は，ダクタイル鋳物用溶融鋳鉄の溶製においては，黒鉛球状化処理の際，マグネシウムの爆発的反応によって溶湯が周囲に飛散し落下する上，同処理後に蓋を取鍋から分離する際に，蓋の内面に付着，堆積していた溶湯が冷却されて地金となって落下することは，当業者にとって技術常識であったから，溶湯付着防止の技術がなかった本件特許の出願当時において，甲１発明及び甲３発明の黒鉛球状化処理設備に甲２発明を組み合わせることを容易に想到することはできなかった旨主張する。
しかし，仮に溶湯の飛散や地金の落下が甲１発明に甲２発明を適用することの妨げになるのであれば，これを解決する手段は極めて重要であるから，本件明細書に記載されると考えられるにもかかわらず，本件明細書にはそのような課題があることすら記載されていない。また，証拠（甲１，３，４，１１，１４，２８）によれば，本件特許の出願時以前から，各種の方法による黒鉛球状化処理の際に，取鍋の周辺に溶湯が飛散するのを防止するために各種の対策が施されていたと認められる。そして，①甲１文献の図２の取鍋には「蓋」及び「排気装置」が設けられ，甲１文献には，「各処理の観察により，劇的な出来事のない秩序だった工程が示されている。反応は適切に制御，かつ抑えられており，鋳造工場の大気に放出されるヒュームは非常に少ない。」（訳文３頁左欄）と記載されていること，②「ＦｏｕｎｄｒｙｍａｎＶＯＬＵＭＥ８６Ｐａｒｔ９，Ｏｃｔｏｂｅｒ    １９９３，ｐ３４１－３７６」（甲４。以下「甲４文献」という。）には，鋳鉄の黒鉛球状化プロセスにおけるコアードワイヤ射出ステーションについて，「取鍋は，・・・蓋に抗して取鍋を引き上げるクレーンの上方推力により所定の位置に保持されている。・・・マグネシウムヒュームは，既存の炉排出システムを利用することにより，蓋のチャンバを介して排出される。」（３６１頁右上欄），「鋳造所へのヒュームの進入および金属の飛散がほとんどなくなり，環境が劇的に改善した。」（３６３頁左欄）等と記載されていることなどによれば，黒鉛球状化処理の際の溶湯の飛散は，当業者であれば相当程度コントロールできていたと認められる。以上の事実を考慮すれば，溶湯の飛散や地金の落下は，本件特許の出願当時の技術水準においても，当業者が適宜遮蔽や防護手段を設けることによって解決できる問題であったと認められ，甲１発明に甲２発明を適用することを容易に想到することはできなかったということはできない。