平成29年（ラ）第63号伊方原発３号機運転差止仮処分命令中立（第１事件、第２事件）却下決定に対する即時抗告事件（原審･広島地方裁判所平成28年（ヨ）第38号同年同（ヨ）109号）

 

　　　　　　　　　　　決　　　　　定

​

　　　　　　　　　　別紙当事者目録記載のとおり

　　　　　　　　　　　主　　　　　文

 

　　　１　原決定を次のとおり変更する。

　　　　(1)　相手方は、平成30年９月30日まで、愛媛県西宇和郡伊方町九町字コチワキ３番耕地40番地の３において、伊方発電所３号機の原子炉を運転してはならない。

　　　　(2)　抗告人らのその余の申立てをいずれも却下する。

　　　２　手続費用は、原審及び当審を通じ、各自の負担とする。

 

　　　　　　　　　　　埋　　　　　由

 

第１　申立

 

　ｌ　抗告人ら

 

　　(1)　原決定を取り消す、

　　(2)　相手方は、愛媛県西宇和郡伊方町九町字コチワキ３番耕地40番地の３において、伊方発電所３号機の原子炉を運転してはならない。

　　(3)手続費用は、原審及び当審を通じ、相手方の負担とする。

 

　２　相手方

 

　　(1)　本件抗告を棄却する。

　　(2)　抗告費用は抗告人らの負担とする。

 

第２　事案の概要

 

　１　申立ての要旨等

 

　　　本件は、抗告人らにおいて、相手方が設置運転している発電用原子炉施設である伊方発電所（以下「本件発電所」という。）３号炉（以下「本件原子炉」という。）及びその附属施設（本件原子炉とまとめて以下「本件原子炉施設」という。）は、地震、火山の噴火、津波等に対する安全性が十分でないために、これらに起因する過酷事故を生じる可能性が高く、そのような事故が起これば外部に大量の放射性物質が放出されて抗告人らの生命、身体、精神及び生活の平穏等に重大かつ深刻な被害が発生するおそれがあるとして、相手方に対し、人格権に基づく妨害予防請求権に基づき、本件原子炉の運転の差止めを命じる仮処分を申し立てた事案である。

　　　原審は、上記事象によって、本件原子炉施設から放射性物質が外部に放出される事故が発生し、抗告人らの生命、身体に危険が生じるおそれがあるとは認められないとして、抗告人らの本件仮処分命令の申立てをいずれも却下したところ、抗告人らが即時抗告した、

 

　２　前提事実（争いのない事実又は疎明資料等により容易に認定できる事実

 

（特に認定根拠を掲記しないものは、争いがないか、審尋の全趣旨により容易に認定できる事実である）。また、略称されている文献の表題等は、原決定別紙文献等目録のほか、別紙文献等目録（当審追加分）のとおりである。）

 

1. 当事者原決定の「理由」中「第２　事案の概要」の２(1)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　(2)　本件発電所の概要等

　　　　原決定の「理由」中「第２　事案の概要』の２(2)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　(3)　原子力発電所の仕組み

　　　　原決定の「埋由」中「第２　事案の概要」の2(3)記裁のとおりであるから、これを引用する。

　　(4)　本件原子炉施設の基本構成

　　　　原決定の「理由」中「第２　事案の概要」の２(4)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　(5)　本件原子炉における耐震設計（2011年東北地方太平洋沖地震まで）

　　　ア　従来、原子力安全委員会は、発電用原子炉施設の耐震設計に関する安全審査を行うに当たり、昭和53年11月８日付け決定に基づき、同年９月29日に原子力委員会が安全審査の経験をふまえ、地震学、地質学等の知見をエ学的に判断して策定した「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を用いてきた。

　　　  　そして、原子力安全委員会は、昭和56年６月12日付けで原子炉安全基準専門部会から提出のあった報告書の内容を検討した結果、その当時における新たな知見として建築基準法に取り入れられた静的地震力（時間とともに変化する地震力（動的な力）を時間的に変化しない力（静的な力）に置き換えて耐震設計を行う際に用いる地震力）の算定法等について見直しを行うこととし、同年７月20日付けで、上記指針に代わるものとして、「発電用原子炉電設に関する耐震設計審査指針について」（乙19、ただし、平成18年に改訂される前のもの、以下「耐震指針」という。）によるべき旨を決定した。旧耐震指針は、平成13年３月に一部改訂された、

　　　  　旧耐震指針においては、「発電用原子炉施設は想定されるいかなる地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有していなければならない」とされ、過去の地震から見て原子炉施設の敷地に影響を与えるおそれのある地震及び近い将来敷地に影響を与えるおそれのある活動度の高い活断層による地震のうち、最も影響の大きいものを、工学的見地から起こることを予期することが適当と考えられる地震として「設計用最強地震（ＳＩ）」を設定すること、また、敷地周辺の活断層の性質、地震地体構造及び直下地震を考慮し、設計用最強地震を超える地震の発生が地震学的見地から否定できない場合には、これを「設計用限界地震（Ｓ２）」として設定することが求められていた。そして、「基準地震動Ｓ２には直下地震によるものもこれに含む」と規定され、その直下地震の規模（気象庁マグニチュード（以下「M」と表記する。）＝6.5）が規定されていた。

　　　  　相手方は、本件原子炉を新設するに当たり、旧耐震指針に基づいて耐震設計を行い、設計用最強地震によってもたらされる地震動を基準地震動ＳＩ（最大加速度221ガル（加速度の単位で、ｌガル＝１秒当たり１cm/秒の速度変化））とし、設計用限界地震によってもたらされる地震動を基準値震動Ｓ２（最大加速度473ガル）と策定した。

　　　イ　その後、平成７年兵庫県南部地震の検証を通じて、断層の活動様式、地震動特性、構造物の耐震性等に係る更なる知見が得られたことを踏まえ、原子力安全委員会は、平成13年７月に耐震指針検討分科会を設置し、５年以上の調査審議を経て、平成18年９月19日、旧耐震指針の策定以降の地震学及び地震工学に関する新たな知見の蓄積並ぴに発電用軽水炉施設の耐震設計技術の改良及び進歩を反映し、旧耐震指針を全面的に見直した結果として、「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」（乙21、以下「改訂耐震指針」という。）によるべき旨を決定した。

　　　  　改訂耐震指針においては、基準地震動を基準地震動Ssに一本化することとし、これが「施設の供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与えるおそれがあると想定することが適切な地震動」と定義された（旧耐震指針の基本方針である「想定されるいかなる地震力に対してもこれが大きな事故の誘因とならないよう十分な耐震性を有していなければならない」との規定が耐震設計に求めていたものと同等の考え方であるとされている。）。

　　　  　そして、①詳細な調査を適切に実施することを前提とした「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」を策定すること（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、それぞれの地震ごとに「応答スペクトルに基づく地震動評価」及び「断層モデルを用いた手法による地震動評価」を実施して、耐震設計の基準として用いる地震動を策定すること）を規定した上で、②敷地近傍の地震に対する備えに万全を期すとの観点から、i「震源を特定せず策定する地震動」を別途策定すること（震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し、これらを基に敷地の地盤物性を加味して地震動を設定すること）を規定し、ⅱ旧耐震指針の「直下地震Ｍ6.5」という地震規模による設定を廃止した。

　　　  　なお、上記「応答スペクトル」「応答スペクトルに基づく地震動評価」「断層モデルを用いた手法による地震動評価」の意義は、以下のとおりである。

　　　  　「応答スペクトル」とは、様々な周期（振動が１往復する時間）の揺れを含む地震動が、色々な固有周期（構造物毎の揺れの周期であり、構造物は固有周期に等しい周期の地震動を受けると揺れが著しく増大する（共振））を持つ構造物にどれだけの揺れ（応答）をもたらすかを示すために、評価地点における地震動の周期毎の変位の最大応答値を算出し、横軸に周期を、縦軸に最大応答値を取ってグラフ化したものであり（トリパタイトグラフ）、応答値としては、加速度、速度、変位があるが、強震動予測においては加速度の応答スペクトルを指すことが多い。

　　　  　「応答スペクトルに基づく地震動評価」とは、地震のマグニチュードと震源又は震源断層からの距離の関係で地震動特性を評価する手法であり、「地震のマグニチュード」や「震源からの距離」などを距離減衰式に入力すると、震源からの距離に応じて、「地震の揺れ」や「震度」を計算することができる。距離減衰式は、地震の揺れの強さと震源からの距離との関係を式に表したもので、過去の多くの地震データの統計的処理によって得られるものであり（後記の耐専式もその一つ）、距離は、断層最短距離や等価震源距離などが用いられる。これにより地震基盤（①）における応答スペクトルを求め、解放基盤表面（②）までの地盤特性を考慮した補正（増幅や卓越周期（揺れの周期の特性））をすることで解放基盤表面での応答スペクトルが求められる。なお、①地震基盤とは、Ｓ波（地盤中を伝わる２種類の弾性波のうち波の進行方向と振動方向が直角をなす波で、横波、せん断波とも呼ばれる。これに対し、波の進行方向と振動方向が同じ波をＰ波といい、縦波、疎密波とも呼ばれる。）速度Vsが３km/秒程度以上の層で、地震波が地盤の影響を大きく受けない基盤をいい、②解放基盤表面とは、基準地震動を策定するために、基盤面上の表層及び構造物が無いものとして仮想的に設定する自由表面であって、著しい高低差がなく、ほぼ水平で相当な拡がりを持って想定される基盤（おおむねVs＝700m/秒以上の硬質地盤であって、著しい風化を受けていないもの。）の表面をいう。

　　　  　「断層モデルを用いた手法による地震動評価」とは、震源断層面を設定し、その震源断層面にアスペリティ（断層面上で通常は強く固着していて、ある時に急激にすべって地震波を出す領域のうち、周囲に比べて特にすべり量が大きく強い地震波を出す領域であり、強震動生成域（SMGA、Strong Motion Generation Areaの略）とほぼ一致する。）を配置し、ある一点の破壊開始点から、これが次第に破壊し、揺れが伝わっていく様子を解析することにより地震動を計算する評価手法である。伝播特性を評価するに当たっては、グリーン関数（物理の分野において、震源に単位の力が作用したときの観測点での応答であり、地下構造の影響がすべて含まれている。）が用いられる。これにより、評価地点における地盤の揺れを表す時刻歴波形（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じる変化を表したもので、変化の指標として、加速度、速度、変位があるが、強震動予測においては、加速度の時間変化を指すことが多い。）や応答スペクトルなどを求めることができる。

 

　　　ウ　原子力安全・保安院は、平成18年９月20日、原子力事業者に対し、稼働中又は建設中の発電用原子炉施設等につき、改訂耐震指針に照らした耐震安全性評価（以下「耐震バックチェック」という。）の実施と、そのための実施計画の作成を求めた（甲Ｃ10）、これを受けて、相手方は、改訂耐震指針に基づき、敷地ごとに震源を特定して策定する地震動のうち、応答スペクトルに基づく地震動評価において求めた検討対象地震による地震動の応答スペクトルを包絡させるなどして設定した設計用応答スペクトルを基に基準地震動Ss-1（最大加速度570ガル）を策定し、断層モデルを用いた地震動評価の結果、基準地震動Ss-1の応答スペクトルを一部の周期で超えた地震動を基準地震動Ss-2（最大加適度413ガル）として策定した。なお、相手方は、震源を特定せず策定する地震動については、全ての周期において基準地震勣Ss-1の応答スペクトルに包絡されるとして、基準地震動として設定しなかった。

　　　エ　基準地震動の超過事例

　　　  　一般に、地震による地盤の揺れ（地震動）は、①震源においてどのような破壊が起こったか（震源特性）、②生じた地震波がどのように伝わってきたか（伝播特性）、③対象地点近傍の地盤構造によって地震波がどのような影響を受けたか（増幅特性ないしサイト特性）という３つの特性によって決定されると考えられている。すなわち、①震源特性は、どの程度の大きさの震源がどのように破壊したかといった時間的・空間的な特徴が要因となり、放射される地震波に大きな影響を与える。次に、②震原から放射された地震波は、固い地殻の中を様々な経路をたどって対象地点の近傍に到来し、たどった経略に固有の特性が伝播特性として地震動に反映される。そして、③対象地点近傍で地震波が柔らかい地層に入射すると、地震波は一般には増幅されて大きな地震動となるが、この増幅特性は、地盤の構成や構遣によって異なるとされている、これらの特性は、全国一率なものではなく、発電用原子炉施設の敷地及び敷地周辺の地盤等によって異なるものであることから、地貿調査、地震観測及び地震探査等により、地域的な特性についても十分調査する必要がある。

　　　  　ところで、上記耐震指針改訂頃から、後記東北地方太平洋沖地震までの間に、以下のとおり基準地震動を超過する地震が発生した（以下「超過事例①」などという。）が、その要因については、以下のとおり分析されている、

　　　  ①　平成17年８月16日に発生した宮城県沖地震（宮城県沖で発生したＭ7.2のプレート間地震）では、東北電力株式会社（以下「東北電力」という。）女川原子力発電所（以下「女川原発」という。）において、はぎとり波（地震による岩盤中の解析記録から上部地盤の影響を取り除いた開放基盤表面における地震動）の応答スペクトルが、一部の周期で基準地震動Ｓ２（375ガル）を超えていることが確認された。東北電力は、その要因について、短周期成分の卓越が顕著であるという、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（震源特性）によるのであるとしている（乙24）。

　　　  ②　平成19年３月25日に発生した能登半島地震（Ｍ6.9の内陸地殻内地震）では、北陸電力株式会社志賀原子力発電所において、はぎとり波の応答スペクトルが一部の周期で基準地震動Ｓ２（490ガル）を超えている（観測記録のピークは周期0.6秒付近）ことが確認された、北陸電力株式会社は、その要因について、敷地地盤の増幅特性によるものであるとしている（乙26）。

　　　  ③　平成19年７月16日に発生した新潟県中越沖地震（Ｍ6.8の内陸地殻内地震）では、東京電力株式会社（以下「東京電力」という。）柏崎刈羽原子力発電所（以下「柏崎刈羽原発」という。）において、応答スペクトルが基準地震動Ｓ２（450ガル）を大きく超えていることが確認された。その要因については、ⅰ同じ地震規模の地震に比して随員素レベルが1.5倍と大きかったこと（震源特性）、ⅱ地下深部地盤の不整形性の影響で地震動が増幅したこと（伝播特性）、ⅲ発電所地下にある古い褶曲構造のために地震動が増幅したこと（増幅特性）によるものであるとされている（甲Ｄ306、甲Ｆ97、乙25）。

　　　  ④　平成23年３月11日の東北地方太平洋沖地震（日本海溝で発生したＭ9.0のプレート間地震、震源特性は①と同じ）では、東京電力福島第一原子力発電所及び福島第二原子力発電所（以下「福島第一原発」「福島第二原発」という。）において、応答スペクトルが基準地震動Ss（600ガル）を超えていることが確認された。

　　　  ⑤　平成23年３月11日の東北地方太平洋沖地震（日本海溝で発生したＭ9.0のプレート間地震、震源特性は①と同じ）では、東北電力女川原発において、はぎとり波の応答スペクトルが一部の周期で基準地震動Ss（580ガル）を超えていることが確認された（乙28、30）。

　　(6)　2011年東北地方太平洋沖地震及び東京電力福島第一原発における事故

　　　　平成23年３月11日、2011年東北地方太平洋沖地震（以下「東北地方太字洋沖地震』という。）が発生した。同地震は、三陸沖の太平洋海底を震源とする海溝型のプレート間地震（モーメントマグニチュード（以下「Mw」と表記する。）9.0）であった。

　　　　その当時、東京電力福島第一原発には、いずれも沸騰水型軽水炉である発電用原子炉１号機ないし６号機が設置されていた。当時運転中であった福島第一原発１～３号機は、原子炉が正常に自動停止したが、地震による送電鉄塔の倒壊などにより外部電源喪失状態となった。そして、福島第一原発１～５号機においては、非常用ディーゼル発電機、配電盤、蓄電池等の電気設備の多くが、海に近いタービン建屋等の１階及び地下階に設置されていたため、地震随伴事象として発生した津波という共通要因により、建屋の浸水とほとんど同時に機能を喪失した、これにより、全交流動力電源喪失（SBO、Station Blackoutの略）となり、交流電源を駆動電源として作動するポンブ等の注水・冷却設備が使用できない状態となった。直流電源が残った３号機においても、最終的にはバッテリーが枯渇したため、非常用ディーゼル発電機が水没を免れ、かつ、接続先の非常用電源盤も健全であった６号機から電力の融通が出来た５号機を除く、ｌ～４号機において完全電源喪失の状態となった。また、海側に設置されていた冷却用のポンプ等も津波により全て機能喪失したために、原子炉内の残留熱や機器の使用により発生する熱を海水へ逃がす、最終ヒートシンク（UHS、Ultimate Heat Sinkの略。発電用原子炉施設において発生した熱を最終的に除去するために必要な熱の逃がし場）への熱の移送手段が喪失した。

　　　　その結果、運転中であった１～３号機においては、冷却機能を失った原子炉の水位が低下し、炉心の露出から最終的には炉心溶融に至った。その過程で、燃料被覆管のジルコニウムと水が反応することなどにより大量の水素が発生し、格納容器を経て原子炉建屋に漏えいし、１・３号機の原子炉建屋で水素爆発が発生した。また、３号機で発生した水素が４号機の原子炉建屋に流入し、４号機の原子炉建屋においても水素爆発が発生した。また、２号機においては、ブローアウトパネル（原子炉建屋内の圧力が急上昇した場合に開放し、圧力を下げるためのバネル）が偶然開いたことから水素爆発には至らなかったものの、放射性物質が放出され、周辺の汚染を引き起こした、（福島第一原発において上記のとおり生じた一連の事象をまとめて以下「福島第一原発事故』という。甲Ｃ10、乙250）

　　　　国際原子力機関（以下「IAEA」という。）は、「福島第一原子力発電所事故事務局長報告書」（平成27年８月、乙321）において、事故の原因等につき、「2011年３月11日の地震は、発電所の構造物、系統及び機器を揺り動かす地盤の振動を生じた、地震後に一連の津波が発生Ｌ、そのー波によってサイトが浸水した。記録された地盤の振動と津波の高さは、いずれも発電所が当初設計された時になされたハザードの仮定を大幅に上回った。」「（しかし）発電所の主要な安全施設が2011年３月11日の地震によって引き起こされた地盤振動の影響を受けたことを示す兆候はない。

　　　　これは、日本における原子力発電所の耐震設計と建設に対する保守的なアプローチにより、発電所が十分な安全裕度を備えていたためであった｡しかし、当初の設計上の考慮は、津波のような極端な外部洪水事象に対しては同等の安全裕度を設けていなかった。」と地震が事故の原因となったことを否定した上で、事故の経緯につき、安全を確保するために重要な３つの基本安全機能は、①核燃料の反応度の制御、②炉心と使用済燃料プールからの熱の除去、③放射性物質の閉じ込めであるところ、①は、「（地震の後）福島第一原子力発電所の６基全てで達成された」が、②は、「交流及び直流の電源系統のほとんどを喪失した結果、運転員が１、２及び３号機の原子炉と使用済燃料プールに対するほとんど全ての制御手段を奪われたため、維持することができなかった。第２の基本安全機能の喪失は、ひとつには原子炉圧力容器の減圧の遅れのために代替注水が実施できなかったことが原因であった。冷却の喪失が原子炉内の燃料の過熱と溶融につながった」ものであり、③についても、「交流及び直流電源の喪失により、冷却系が使用できなくなり、運転員が格納容器ベント系を使用することが困難となった結果として失われた。格納容器のベントは、圧力を緩和し格納容器の破損を防ぐために必要であった。運転員は、１号機と３号機のベントを行って原子炉格納容器の圧力を下げることができた。しかしこれは、環境への放射性物質の放出をもたらした。１号機と３号機の格納容器ベントは開いたが、１号機と３号機の原子炉格納容器は結局は破損した。２号機の格納容器のベントは成功せず、格納容器が破損し、放射性物質の放出をもたらした。」とまとめ、これを前提に、対策として、②につき、「設計基準状態及び設計基準を超える状態の双方で機能できる、頑強で信頼できる冷却系を残留熱の除去のために設ける必要」を、③につき、「環境への放射性物質の大規模放出を防ぐため、設計基準を超える事故に対する信頼できる閉じ込め機能を確保する必要」を提言し、後記新規制基準については、「地震及び津波等の外部事象の影響の再評価を含め、共通原因による全ての安全機能の同時喪失を防止するための対策を強化した。炉心損傷、格納容器損傷及び放射性物質の拡散に対する新たなシビアアクシデント対策も導入された。」と評価した上で、今後のさらなる課題として、「発電所が該当する設計基準を超える事故に耐える能力を確認し、発電所の設計の頑強性に高度の信頼を与えるため、包括的な確率論的及び決定論的安全解析が実施される必要がある。」「アクシデントマネジメント規定は、包括的で十分に計画され、最新のものである必要がある。同規定は、起因事象と発電所の状態の包括的な組合せを基に導かれる必要があり、複数ユニットの発電所では複数のユニットに影響する事故にも備える必要がある。」「訓練、演習及び実地訓練は、運転員が可能な限り十分な備えができるよう、想定されるシビアアクシデント状態を含める必要がある、これらの訓練は、シビアアクシデントマネジメントにおいて配備されるであろう実際の設備の模擬使用を含む必要がある。」と提言した。

　　　　福島第一原発事故の結果、避難区域指定は福島県内の12市町村に及び、避難した人数は、平成23年８月29日の時点において、警戒区域（福島第一原発から半径20km圏）で約７万8000人、計画的避難区域（20km以遠で年間積算線量20mSv（実効線量（放射線の人体に与える影響の度合いを定量的に定義したもの）の単位）に達するおそれがある地域）で約１万10人、緊急時避難準備区域（半径20～30km圈で計画的避難区域及び屋内避難指示が解除された地域を除く地域）で約５万8510人、合計約14万6520人に達した（甲C10・331頁）。また、東京電力福島原子力発電所事故調査委員会法に基づいて設置された東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（以下「国会事故調査会」という。）の謁査によれぱ、福島第一原発を中心とする半径20km圏内にある７つの病院には、事故当時、合計約850人の患者が入院しており、うち約400人が人工透析や痰の吸引を定期的に必要とするなどの重篤な症状を持つ、又はいわゆる寝たきりの状態にある患者であったところ、事故によって避難指示が発令された際、これらの病院の入院患者は近隣の住民や自治体から取り残され、それぞれの病院が独力で避難手段や受け入れ先の確保を行わなくてはならなかった。その結果、同年３月末までに死亡した者は、これらの病院及び介護老人保健施設の合計で少なくとも60人に上った（甲C10・357～358頁）。

　　(7)　ストレステストの実施

　　　　原決定の「理由」中「第２　事案の概要」の２(7)記載のとおりであるから、これを引用する。

 

　　(8)　福島第一原発事故を受けた規制の強化

　　　ア　原子力安全委員会及び原子力安全・保安院は、福島第一原発事故の発生を受け、以下のとおり、安全規制についての検討を行った（乙125、250）。

　　　(ア)　事故防止対策

　　　　ａ　原子力安全委員会における検討

　　　　　　原子力安全委員会においては、「原子力安全基準・指針専門部会」の下に設置された「安全設計審査指針等検討小委員会』において、安全規制に関する検討が行われた。

　　　　　　当該小委員会は、平成23年７月15日から平成24年３月15日にかけて計13回にわたり開催され、その中で、福島第一原発が東北地方太平洋沖地震とその後の津波により全交流動力電源を喪失したことで、上述のような深刻な事態が生じたことから、福島第一原発事故から得られた教訓のうち、安全設計審査指針及び関連指針類に反映させるべき事項として、全交流動力電源喪失対策及び最終的な熱の逃がし場である最終ヒートシンク喪失（LUHS、Loss of Ultimate Heat Sinkの略。）対策を中心に検討が行われた。検討に当たっては、深層防護の考え方を安全確保の基本と位置づけ、IAEAやアメリカの規制動向及び諸外国における事例が参照された。

　　　　　　上記深層防護とは、一般に、安全に対する脅威から人を守ることを目的として、ある目標を持った幾つかの障壁（防護レベル）を用意して、各々の障壁が独立して有効に機能することを求めるものである。

　　　　　　IAEAの安全基準の一つである「原子力発電所の安全:設計」（SsR-２/１（Rev.1）、甲Ｅ11）では、深層防護の考え方を原子力発電所の設計に適用し、５つの異なる防護レベルにより構築している。

　　　　　　第１の防護レベルは、通常運転状態からの逸脱と安全上重要な機器等の故障を防止することを目的として、品貿管理及び適切で実証された工学的手法に従って、発電所が健全でかつ保守的に立地、設計、建設、保守及び運転されることを要求するものである。

　　　　　　第２の防護レベルは、発電所で運転期間中に予期される事象（設計上考慮することが適切な、原子炉施設の運転寿命までの間に、少なくともー度は発生することが予想される、通常の運転状態から逸脱した操作手順が発生する事象で、安全上重要な機器に重大な損傷を引き起こしたり、事故に至ったりするおそれがないもの、設置許可基準規則では「運転時の異常な過渡変化」と定義している。）が事故状態に拡大することを防止するために、通常運転状態からの逸脱を検知し、管理することを目的として、設計で特定の系統と仕組みを備えること、それらの有効性を安全解析により確認すること、さらに運転期間中に予期される事象を発生させる起因事象を防止するか、さもなければその影響を最小に留め、発電所を安全な状態に戻す運転手順の確立を要求するものである。

　　　　　　第３の防護レベルは、運転期間中に予期される事象又は想定起因事象が拡大して前段のレベルで制御できず、また、設計基準事故に進展した場合において、固有の安全性及びエ学的な安全の仕組み又はその一方並びに手順により、事故を超える状態に拡大することを防止するとともに発電所を安全な状態に戻すことができることを要求するものである。

　　　　　　第４の防護レベルは、第３の防護レベルでの対策が失敗した場合を想定し、事故の拡大を防止し、重大事故の影響を緩和することを要求するものである。重大事故等に対する安全上の目的は、時間的にも適用範囲においても限られた防護措置のみで対処可能とするとともに、敷地外の汚染を回避又は最小化することである。また、早期の放射性物質の放出又は大量の放射性物質の放出を引き起こす事故シーケンスの発生の可能性を十分に低くすることによって実質的に排除できることを要求するものである。

　　　　　　第５の防護レベルは、重大事故に起因して発生しうる放射性物質の放出による影響を緩和することを目的として、十分な装備を備えた緊急時対応施設の整備と、所内と所外の緊急事態の対応に関する緊急時計画と緊急時手順の整偏が必要であるというものである。

　　　　ｂ　原子力安全・保安院における検討

　　　　　　原子力安全・保安院は、事故の発生及び事故の進展について、当時までに判明している事実関係を基に、工学的な重点から、出東る限り深く整理・分析することにより、技術的知見を体系的に抽出し、主に設備・手順に係る必要な対策の方向性について検討することとした。

　　　　　　そして、原子力安全・保安院は、福島第一原発事故の技術的知見に関する意見聴取会を設置し、平成23年10月24日から平成24年２月８日まで計８回にわたり開催され、原子力安全・保安院の分析や考え方に対する専門家の意見を聴きなから、検討を進めた。

　　　　　　その結果、「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（平成24年３月原子力安全・保安院）」として、事故の発生及進展に関し、当時分かる範囲の事実関係を基に、今後の規制に反映すべきと考えられる事項として、30項目が取りまとめられた。

　　　(イ)　重大事故等対策

　　　　ａ　原子力安全委員会等における検討

　　　　　　重大事故等対策については、平成４年５月に原子力安全委員会において決定した「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント（設計基準事象を大幅に超える事象であって、安全設計の評価上想定された手段では適切な炉心の冷却又は反応度の制御ができない状態であり、その結果、炉心の重大な損傷に至る事象。）対策としてのアクシデントマネージメントについて」では、原子炉設置者が効果的なアクシデントマネージメント（AM）の自主的整備と万一の場合にこれを的確に実施できるようにすることが強く奨励されていた（深層防護の第４の防護レベル）。

　　　　　　しかしながら、東北地方太平洋沖地震及びそれに伴って発生した津波により、福島第一原発で炉心損傷、原子炉格納容器の破損等に至ったことを受け、政府の作成した平成23年６月の「原子力安全に関するIAEA閣僚会議に対する日本国政府の報告書」では、ＡＭ対策を原子炉設置者による自主的な取組とすることを改め、これを法規制上の要求にするとともに、設計要求事項の見直しを行うことなど、シビアアクシデント対策に関する教訓が取りまとめられた、

　　　　　　原子力安全委員会では、同年10月に「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策について」を決定し、上記の平成４年５月の原子力安全委員会決定を廃止するとともに、シビアアクシデントの発生防止、影響緩和に対して、規制上の要求や確認対象の範囲を拡大することを含めて安全確保策を強化すべきとした。同決定では、シビアアクシデント対策の具体的な方策及び施策について、原子力安全・保安院において検討するよう求めた。

　　　　ｂ　原子力安全・保安院における検討

　　　　　　原子力安全・保安院では、平成24年３月の報告書「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について」において、シビアアクシデント対策については、福島第一原発事故で発生しなかった事象も広く包含する体系的な検討を整理する必要があることを指摘したほか、今後の規制に反映すべき視点として、深層防護の考え方の徹底、シビアアクシデント対策の多様性・柔軟性･操作性、内的事象・外的事象を広く包含したシビアアクシデント対策の必要性、安全規制の国際的整合性の向上と安全性の継続的改善の重要性が掲げられた。

　　　　　　また、原子力安全･保安院では、平成24年２月から８月にかけて、シビアアクシデント対策規制の基本的考え方に関する整理を行った。その過程において、「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策規制の基本的考え方に係る意見聴取会」を７回開催し、専門家や原子炉設置者からの意見を聴取した、また、基本的考え方に関する整理に当たっては、まず、原子力安全・保安院及び関係機関がこれまでに検討していたシビアアクシデントに関する知見、海外の規制情報、福島第一原発事故の技術的知見などを踏まえて、技術面でのシビアアクシデント対策の基本的考え方を検討・整理し、「発電用軽水型原子炉施設におけるシビアアクシデント対策規制の基本的考え方について（現時点での検討状況）」を報告書として取りまとめた。

　　　　　　もっとも、上記報告書は検討過程としての側面を有しており、用語や概念の厳密な整理にはまだ完全ではない点が残っていたため、シビアアクシデント対策規制については、今後、新たに設置される原子力規制委員会において検討が進められることとなった。その際、上記報告書が原子力規制委員会での検討に当たって参考にされることが期待された。

　　　(ウ)　地震及び津波

　　　　ａ　原子力安全委員会における検討

　　　　　　福島第一原発事故以前においては、原子力安全委員会は、平成18年に耐震指針を改訂しており、同改訂耐震指針は、当時の地質学、地形学、地震学、地盤工学、建築工学及び機械工学等の専門家らにより検討されたものであった。

　　　　　　その後、平成23年３月に東北地方太平洋沖地震が発生し、福島第一原発においては、地震とその後の津波を原因した事故が発生した。そこで、原子力安全委員会は、改訂耐震指針策定後に蓄積された知見、平成23年３月11日以降に発生した地震及び津波に係る知見並びに上述した福島第一原発事故の教訓を踏まえ、地言及び津波に対する発電用原子炉施設の安全確保策について検討することとした。そして、専門的な審議を行うため、原子力安全基準･指針専門部会に地震･津波関連指針等検討小委員会が設置された。同小委員会は、改訂耐震指針の検討時よりも津波に関する専門家を増員し、平成23年７月12日から平成24年２月29日までの間、計14回の会合が開催された。

　　　　　　同小委員会において、改訂耐震指針及び関連指針類を対象とした検討が行われた、具体的には、同小委員会は、東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波の分析に加えて、女川原発、福島第一原発、福島第二原発及び日本原子力発電株式会社東海第二発電所（以下「東海第二発電所」という。）で観測された地震や津波の観測記録等の分析を行うとともに、東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波に係る知見並びに福島第一原発事故の教訓を整理したほか、改訂耐震指針の策定後に実施された耐震バックチェックによって得られた経験及び知見を整理した。さらに、同小委員会は、地震調査研究推進本部（文部科学省）、中央防災会議（内閣府）、国土交通省等の他機関における東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波についての検討結果に加えて、土木学会における検討状況、世界の津波の事例及びIAEAやアメリカの原子力規制委員会等の規制状況、福島第一原発事故に関連した調査報告書も踏まえて検討を行った。

　　　　　　以上の検討を踏まえ、同小委員会は、平成24年３月14日付「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について（とりまとめ）」を取りまとめ、福島第一原発事故においては、津波による海水ポンブ、非常用電源設備等の機能喪失を防止するため、ドライサイトコンセプト（津波からの防護として、敷地高さの設定や津波に対する防御施設の設置等により、まず防護対象施設が設置される敷地に津波を到達・流入させないことを基本とするという考え方。漏水対策等と相まって、より一層信頼性の高い津波対策となる。）を基本とする津波防護設計の基本的な考え方や津波対策を検討する基礎となる基準津波の策定を義務付けるべき旨を取りまとめた。

　　　　b　原子力安全・保安院における検討

　　　　　原子力安全委員会は、平成23年４月、東北地方太平洋沖地震等の知見を反映して、原子力安全・保安院に対し、耐震安全性に影響を与える地震に関して評価を行うよう意見を述べた。

　　　　　原子力安全・保安院は、平成23年９月、事業者より報告された東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波による原子力発電所への影響などの評価結果について、学識経験者の意見を踏まえた検討を行うことなどにより、地震・津波による原子力発電所への影響に関して的確な評価を行うため、「地震・津波の解析結果の評価に関する意見聴取会」（第２回より「地震・津波に間する意見聴取会」と改称）及び「建築物・構造に関する意見聴取会」を設置し、審議を行った。

　　　　　地震・津波の解析結果の評価に関する意見聴取会においては、東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波について、福島第一原発、福島第二原発、女川原発及び東海第ニ発電所における地震動及び津波の解析・評価を行い、これに基づく同地震に関する新たな科学的・技術的知見について、耐震安全性評価に対する反映方針が検討された。建築物・構造に関する意見聴取会においては、上記の各原子力発電所における建物・構築物、機器・配管系の地震応答解析の評価、津波による原子力施設の被害状況を踏まえた影響評価を行い、これに基づく東北地方太平洋沖地震に関する新たな科学的･技術的知見について、耐震安全性評価に対する反映方針が検討された。

　　　　　これらの意見聴取会において、それぞれ報告書が取りまとめられ、平成24年２月、原子力安全委員会に報告された。

　　　イ　平成24年６月27日、原子力規制委員会設置法（平成24年法律第47号、以下「設置法」という。）が新たに施行された、

　　　(ア)　設置法附則に基づき、原子力基本法及び原子炉等規制法がそれぞれ次のとおり改正された（以下「本件改正」という。）。

　　　　ａ　原子力基本法

　　　　　　同法の基本方針として、原子力利用は「安全の確保を旨として」行われることがもともと規定されていたところ（同法２条１項）、その安全確保については、「確立された国際的な基準を踏まえ、国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的として、行うものとする」との規定が追加された（同条２項）。

　　　　ｂ　原子炉等規制法

　　　　　　同法の目的として、「原子炉の設置及び運転等」に関し、「大規模な自然災害及びテロリズムその他の犯罪行為の発生も想定した必要な規制」を行うこと、「もって国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とする」ことが追加され（同法１条）、原子力規制委員会が設置許可基準に係る規則を定めること（同法43条の３の６第１項４号）、保安措置に重大事故対策をきめること（同法43条の３の22第１項等）、発電用原子炉の設置者は、発電用原子炉施設を原子力規制委員会規則で定める技術上の基準に適合するよう維持しなければならず（同法43条の３の14）、原子力規制委員会は、発電用原子炉施設が当該基準に適合していないと認めるときは、発電用原子炉の設置者に対して、使用停止等の処分を行うことができること（同法43条の３の23第１項）（いわゆるバックフィット）、発電用原子炉40年の運転期間の制限の原則を設けること（同法43条の３の32）などが新たに定められた。

　　　(イ)　設置法は、福島第一原発事故を契機に明らかとなった原子力の研究、開発及び利用（以下「原子力利用」という。）に関する政策に係る縦割り行政の弊害を除去し、並びに一の行政組織が原子力利用の推進及び規制の両方の機能を担うことにより生ずる間題を解消するため、原子力利用における事故の発生を常に想定し、その防止に最善かつ最大の努力をしなけれぱならないという認識に立って、確立された国際的な基準を踏まえて原子力利用における安全の確保を図るため必要な施策を策定し、又は実施する事務を一元的につかさどるとともに、その委員長及び委員が専門的知見に基づき中立公正な立場で独立して職権を行使する原子力規制委員会を設置し、もって国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全並びに我が国の安全保障に資することを目的とするものである（同法１条）。

　　　　　　原子力規制委員会は、設置法に基づいて設置された機関であって、国家行政組織法３条２項の規定に基づく環境省の外局として位置づけられる（設置法２条）。そして、原子力規制委員会は、国民の生命、健康及び財産の保躊、環境の保全並びに我が国の安全保障に資するため、原子力利用における安全の確保を図ることを任務とし（同法３条）、同任務を達成するために原子力利用における安全の確保に関することなどの事務をつかさどる（同法４条）、その組織は、委員長及び委員４人からなり（同法６条１項）、独立してその職権を行うこととされているところ（同法５条）、委員長及び委員は、人格が高度であって、原子力利用における安全の確保に関して専門的知識及び経験並びに高い識見を有する者のうちから、両議院の同意を得て、内閣総理大臣が任命するが、原子力事業者等及びその団体の役員・従業者等である者は委員長又は委員となることができないものとされている（同法７条１項、７項３号４号）。また、原子力規制委員会は、その所掌事務について、法律若しくは政令を実施するため、又は法律若しくは政令の特別の委任に基づいて、原子力規制委員会規則を制定することができるものとされている（同法26条）。

　　　　　　原子力規制委員会には、その事務を処理させるため、事務局として原子力規制庁が置かれ、原子力規制庁長官は、原子力規制委員会委員長の命を受けて庁務を掌理する（同法27条）。なお、原子力規制庁の職員は、幹部職員のみならず、それ以外の職員についても、原子力利用の推進に係る事務を所掌する行政組繊への配運転換を認めないこととされる（いわゆる「ノーリターンルール」、同法附則６条２項）。

　　　ウ　原子力規制委員会の発足（平成24年９月）に伴い、原子力安全委員会は廃止された。

　　　　　このため、原子力安全委員会が策定した原子炉設置変更許可における基準等を原子力規制委員会規則等として定めることが必要となった（原子炉等規制法43条の３の６第１項４号参照）ことから、平成24年６月27日法律第47号により改正された原子炉等規制法は、原則として、公布の日から起算して３月を超えない範囲内において政令で定める日から施行するとされ（同法附則１条本文）、政令により同年９月19日から施行されることになったものの、原子炉等規制法43条の３の６第１項４号等については、同法施行日から起算して10月を超えない範囲内において政令で定める日から施行するものとされた（同法附則１条ただし書）。

　　　　　そして、原子力規制委員会は、同委員会の下に「発電用軽水型原子炉の新安全基準に関する検討チーム」（その後、「発電用軽水型原子炉の新規制基準に関する検討チーム」と改称。以下「原子炉施設等基準検討チーム』という。）、「発電用軽水型原子炉施設の地震・津波に関わる新安全設計基準に関する検討チーム」（以下「地震等基準検討チーム」という。）等を置き、検討を行った。その経緯は、以下のとおりである（乙124～127、 250）。

　　　(ア)　原子炉施設等基準検討チーム

　　　　　原子炉施設等基準検討チームにおいては、平成24年10月25日から平成25年６月３日までの間、原子炉施設の新規制基準（地震及び津波対策を除く。）策定のため、学識経験者らの参加の下、計23回の会合が開催された、

　　　　　同会合では、福島第一原発事故から得られた地震の随伴事象として生じた津波という共通要因によって複数の安全機能が同時に喪失した等の教訓による設計基準を超える事象への対応に加え、設計基準事象に対応するための対策の強化を図る視点で、新規制基準のうち事故防止対策に係る規制については、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基に、見直した上で規則化等を検討することとされ、検討に当たっては、IAEA安全基準や欧米の規制状況等の海外の知見も勘案された。

　　　　　また、上記改正後の原子炉等規制法が重大事故等対策を斬たに規制対象としたことから、原子炉施設等基準検討チームにおいては、新たに規制の対象になった重大事故等対策について重点的な検討を行うこととし、福島第一原発事故の教訓及び海外における規制等を勘案し、仮に、上記の事故防止対策を講じたにもかかわらず複数の安全機能の喪失などの事象が万―発生したとしても、炉心損傷に至らないための対策として、重大事故の発生防止対策、さらに重大事故が発生した場合の拡大防止対策など、重大事故等対策に関する設備に係る要求事項及び重大事故等対策の有効性評価の考え方等について検討された。

　　　(イ)　地震等基準検討チーム

　　　　　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・津波に関わる新規制基準策定のため、学識経験者らの参加の下、計13回の会合が開催された。

　　　　　同会合では、原子カ安全委員会の下で地震等検討小委員会が取りまとめた耐震指針等の改訂案のうち、地震及び津波に関わる安全設計方針として求められている各要件については、新たに策定する基準においても重要な構成要素となるものと評価するとともに、基準の骨子案を策定するにあたっては、上記改訂案の安全設計方針の各要件について改めて分類・整理し、必要な見直しを行った上で基準の骨子案の構成要素とする方針を示した。

　　　　　そして、地震等基準検討チームは、この検討方針に基づき、地震及び津波について、IAEA安全基準、アメリカ、フランス及びドイツの各規制内容のほか、福島第一原発事故を踏まえた国会及び政府等の事故調査委員会の主な指摘事項のうち耐震関係基準の内容に関するものを整理し、これらと改訂耐震指針とを比較した上で、国や地域等の特性に配慮しつつ、我が国の規制として適切な内容を検討した、また、地震等基準検討チームは、発電用原子炉施設における安全対策への取組の実態を確認するため、電気事業者に対するヒアリングを実施するとともに、東北地方太平洋沖地震及びこれに伴う津波を受けた女川原発の現地調査を実施し、これらの結果も踏まえ、安全審査の高度化を図るべき事項についての検討を進めた。

　　　エ　原子力規制委員会は、上記検討に先立ち、平成24年10月、電気事業者等に対する原子力安全規制等に関する決定を行うに当たり、その参考として、外部有職者から意見を聴く場合において検討会等の中立性を適切に確保することを目的として、利益相反に関連する可能性のある情報として、外部有識者の電気事業者等との関係に関する情報の公開を行うための運用等を定め、上記各検討チームを構成する外部有識者についても、上記運用に従って電気事業者等との関係について自己申告させるとともに、その申告内容を同委員会のウェブサイト上で公開した。また、原子力規制委員会は、上記各検討チームが開いた会合については、当該会合に供された資料及び議事録も同様の方法により公開した（乙75、124～126、131、132）。

　　　オ　原子力規制委員会は、上記検討の過程で、平成25年４月から同年５月にかけ、原子力規制委員会規則等に加え、同委員会における審査基準に関する内規等について、意見公募手続（この種の手続を以下「パブリックコメント」ということがある。）に付した。地震等基準検討チームは同年６月６日に開いた第13回会合において地震に関する審査基準を定めた内規について、原子炉施設等基準検討チームは同月３月に開いた第23回会合において地震を除く各種審査基準を定めた内規や原子力規制委員会規則等について、それぞれ同手続で募った意見を踏まえて各々その検討を遂げた。

　　　　　その結果、そのころ、後記力(ア）の一連の規制基準をめぐる法令が整備されるとともに（以下「新規制基準」という。）、それを受けた内規である同（イ）の各審査基準の策定に至った。その趣旨は、原子力規制委員会の「実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について」（乙250、以下「考え方」という。）のとおりである。

　　　　　以上の経緯を経て、原子炉等規制法のうち同法43条の３の６第１項４号等及び設置許可基準規則等は、同年７月８日に施行された。

　　　カ(ア)　発電用原子炉を設置しようとする者は、政令で定めるところにより原子力規制委員会の許可（原子炉設置許可）を受けなければならず（原子炉等規制法43条の３の５第１項）、原子力規制委員会は、上記許可の申請があった場合において上記許可をしてはならない（同法43条の３の６第１項）、そして、原子炉設置許可を受けた者が、使用の目的、発電用原子炉の型式、熱出力及び基数、発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備等の事項（同法43条の３の５第２項２ないし５号又は８ないし10号に掲げる事項）を変更しようとするときは、政令で定めるところにより、原子力規制委員会の許可（原子炉設置変更許可）を受けなければならないが（同法43条の３の８第１項）、この場合にも同法43条の３の６第１項が準用される（同法43条の３の８第２項）。

　　　　　　　ところで、原子炉等規制法43条の３の６第１項４号は、上記原子炉設置許可又は原子炉設置変更許可（以下「原子炉設置（変更）許可」という。）の基準のーつとして、「発電用原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上支障がないものとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであること」（以下14号要件」という。）と規定しているが、同号にいう原子力規制委員会規則が「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成25年６月28日原子力規制委員会規則第５号、以下「設置許可基準規則」という。）である。

　　　(イ)　そして、設置許可基準規則の解釈を示したものが「実用発電所原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（原規技発第1306193号（平成25年６月19日原子力規制委員会決定）。以下「設置許可基準規則解釈」という。乙68）であり、さらに、４号要件の適合性の審査に活用するため、「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」（以下「地震ガイド」という。乙39）、「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド」（以下「津波ガイド」という。乙156）及び「原子力発電所の火山影響評価ガイド」（以下「火山ガイド」という。乙147）等の内規が策定された。

　　　(ウ)　また、原子炉等規制法43条の３の６第１項は、４号要件以外の原子炉設置（変更）許可基準として、「発電用原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」（以下「１号要件』という。）、「その者に発電用原子炉を設置するために必要な技術的能力及び経理的基礎があること」（以下「２号要件」という。）、「その者に重大事故（括弧内省略）の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力その他の発電用原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があること」（以下「３号要件」という。）を規定している。

　　　　　そして、２号要件の適合性の判断のために「原子力事業者の技術的能力に関する審査指針」が、３号要件の適合性の判断のために「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」（以下「技術的能力基準」という。）がそれぞれ用いられている。

　　　(エ)　設置許可基準規則は、深層防護の考え方を踏まえ、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、第２章に「設計基準対象施設」として第１から第３の防護レベルに相当する事項を、第３章に「重大事故等対処施設」として主に第４の防護レベルに相当する事項をそれぞれ規定している。

　　　　　加えて、３号要件の審査基準である技術的能力基準も、原子力事業者に対し、第４の防護レベルに相当する事項として、重大事故等対策における要求事項（2.1）に加え、大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる発電用原子炉施設の大規模な損壊への対応（手順書の整備、当該手順に従って活動を行うための体制及び資機材の整備）を要求している（2.1）。

　　　　　もっとも、重大事故等対処施設のうちの特定重大事故等対処施設（設置許可基準規則42条）及び所内常設直流電源設備（同57条２項）（以下「特定重大事故等対処施設等」という。）については、発電用原子炉施設について本体施設等（特定重大事故等対処施設等以外の施設及び設備）によって重大事故等対策に必要な機能を満たした上で、その信頼性向上のためのバックアッブ対策として位置づけられているとして、新規制基準施行当時現に設置されている発電所用原子炉施設については、経過措置により、設置許可基準規則施行日（平成25年７月８日）以後最初に行われる工事計画認可の日から起算して５年を経過するまでの間、同42条は適用されないものとして、その設置を猶予している（同42条、附則２項）（甲E29・119、137頁、甲Ｅ43、44）。

　　　　　以上に対し、設置許可基準規則では、所内及び所外の緊急事態への対応に関する緊急時計画等の整備（深層防護の第５の防護レベル）等は原子力事業者に対する要求事項とされておらず、避難計画に関する事項は、原子炉の設置（変更）許可に際して設置許可基準規則等における事業者規制の内容に含まれていない。

　　(9)　本件原子炉の運転再開

　　　　次のとおり付加するほか、原決定の「理由」中「第２　事案の概要」の２(9)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　　ア　原決定20頁18行目の次に改行して次のとおり加える。

　　　　「許可処分の内容は、以下のとおりである（乙138）、

　　　  ①　１号要件

　　　　　　本件申請については、

　　　　　・発電用原子炉の使用の目的（商業発電用）を変更するものではないこと

　　　　   ・使用済燃料については、法に基づく指定を受けた国内再処理事業者において再処理を行うことを原則とすることとし、再処理されるまでの間、適切に貯蔵・管理するという方針であること

　　　　   ・海外において再処理を行う場合は、我が国が原子力の平和利用に関する協力のための協定を締結している国の再処理事業者に委託する、これによって得られるプルトニウムは国内に持ち帰る、再処理によって得られるプルトニウムを海外に移転しようとするときは、政府の承認を受けるという方針に変更はないことから、発電用原子炉が平和の目的以外に利用されるおそれがないものと認められる。

　　　  ②　２号要件

　　　　　　（経理的基礎に係る部分)

　　　　　　申請者は、本件申請に係る重大事故等対処設備他設置工事に要する資金については、自己資金、社債及び借入金により調達する計画としている。

　　　　　　申請者における総工事資金の調達実績、その調達に係る自己資金及び外部資金の状況、調達計画等から、工事に要する資金の調達は可能と判断した。このことから、申請者には本件申請に係る発電用原子炉施設を設置変更するために必要な経理的基礎があると認められる。

　　　　　　(技術的能力に係る部分)

　　　　　　申請者には、本件申請に係る発電用原子炉施設を設置変更するために必要な技術的能力があると認められる。

　　　  ③　３号要件

　　　　　　申請者には、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があると認められる。　　

　　　  ④　4号要件

　　　　　　本件申請に係る発電用原子炉施設の位置、構造及び設備が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上支障がないものとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであると認められる。」

　　　イ　決定20頁24行目の次に改行して次のとおり加える。

　　　　　ただし、特定重大事故等対応施設等は、前提事実(8)カ8(エ)のとおり設置が猶予されているため、平成29年９月時点で未だ設置されていない（完成予定は平成32年度）（甲Ｅ72）。

　　　　　また、上記手続の過程において、本件原子炉の基準地実動Ss-1は、570ガルから650ガルに引き上げられた（後記(10)）ところ、相手方は、前記ストレステスト終了後から平成27年頃までの間に耐震性向上工事を行った（乙57、433）ものの、前記基準地震動引き上げ後はストレステストを実施していないため、現時点での本件原子炉施設のクリフエッジは不明である。

　　(10)　本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後一基準地震動）

　　　ア　新規制基準等の内容

　　　　　設置許可基準規則４条３項は、「耐震重要施設（設計基準対象施設のうち、地震の発生によって生ずるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度が特に大きいもの。設置許可基準規則３条）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「基準地振動による地震力」という。）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」と定めている。

　　　　　そして、同解釈別記２の５は、基準地震動は、最新の科学的・技術的知見を踏まえ、敷地及び敷地周辺の地質、地質構造、地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとし、次の(ア)ないし(エ)の方針により策定することと定めている。

　　　(ア) 基準地震動は、「敷地ごと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。

　　　(イ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」は、①内陸地殻内地震（陸のプレートの上部地殻地震発生層に生じる地震をいい、海岸のやや沖合で起こるものを含む。）、②プレート間地震（相接する２つのブレートの境界面で発生する地震）、③海洋プレート内地震（海洋プレート内部で発生する地震をいい、海溝軸付近又はそのやや沖合で発生する「沈み込む海洋プレート内の地震」と海溝軸付近から陸側で発生する「沈み込んだ海洋プレート内の地震（スラブ内地震）」の２種類に分けられる。）について、敷地に大きな影響を与えると予想される地震（以下「検討用地震」という。）を複数選定し、選定した検討用地震ごとに、不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を、解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定すること。なお、上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」については、次に示す方針により策定すること。

　　　　ａ　①内陸地殻内地震、②プレート間地震、③海洋プレート内地震について、活断層の性質や地震発生状況を精査し、中・小・微少地震の分布、応力場（地層にどのような力が加わっているかを示すもので、水平方向を基準にして押されていれば圧縮応力場、引っ張られていれば引張応力場という。）、地盤発生様式（プレートの形状・運動・指互相互作用を含む。）に関する既往の研究成果等を総合的に検討し、検討用地震を複数選定すること。

　　　　ｂ　①内陸地殻内地震に関しては、次に示す事項を考慮すること。

　　　　　(a)　震源として考慮する活断層の評価に当たっては、調査地域の地形・地質条件に応じ、既存文献の調査、変動地形学的調査、地質調査、地球物理学的調査等の特性を活かし、これらを適切に組み合わせた調査を実施した上で、その結果を総合的に評価し活断層の位置・形状・活動性等を明らかにすること。

　　　　　(b)震源モデルの形状及び震源特性パラメータ等の評価に当たっては、孤立した短い活断層の扱いに留意するとともに、複数の活断層の連動を考慮すること。

　　　　ｃ　②プレート間地震、③海洋プレート内地震に関しては、国内のみならず世界で起きた大規模な地震を踏まえ、地震の発生機構及びテクトニクス的背景の類似性を考慮した上で震源領域の設定を行うこと。

　　　　ｄ　上記ａで進定した検討用地震ごとに、後記(a)の応答スペクトルに基づく地盤動評価及び後記(b)の断層モデルを用いた手法による地震動評価を実施して策定すること。なお、地震動評価に当たっては、敷地における地震観測記録を踏まえて、地震発生様式及び地震波の伝播経路等に応じた諸特性（その地域における特性を含む。）を十分に考慮すること。

　　　　　(a)　応答スペクトルに基づく地震動評価

　　　　　　　検討用地盤ごとに、適切な手法を用いて応答スペクトルを評価のうえ、それらを基に設計用応答スペクトルを設定し、これに対して、地震の規模及び震源距離等に基づき地震動の継続時間及び振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮して地震動評価を行うこと。

　　　　　(b)　断層モデルを用いた手法に基づく地震動評価

　　　　　　　検討用地震ごとに、適切な手法を用いて震源特性パラメータを設定し、地震動評価を行うこと。

　　　　ｅ　上記ｄの基準地震動の策定過程に伴う各種の不確かさ（震源断層の長さ、地震発生層の上端深さ・下端深さ、断層傾斜角、アスペリティの位置・大きさ、応力降下量（断層破壊（地震）が発生すると、周囲に蓄えられていた歪みエネルギーが解放され、断層面上の応力（物体が外力を受けたときにそれに応じて内部に現れる抵抗力）が降下するが、このときの破壊前の応力と破壊後の応力の差）、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。

　　　　ｆ　内陸地殻内地震について選定した検討用地震のうち、震源が敷地に極めて近い場合は、地表に変位を伴う断層全体を考慮した上で、震源モデルの形状及び位置の妥当性、敷地及びそこに設置する施設との位置関係、並びに震源特性パラメータの設定の妥当性について詳細に検討するとともに、これらの検討結果を踏まえた評価手法の適用性に留意の上、上記ｅの各種の不確かさが地震動評価に与える影響をより詳細に評価し、震源の極近傍での地震動の特徴に係る最新の科学的・技術的知見を踏まえた上で、さらに十分な余裕を考慮して基準地震動を策定すること。

　　　　g　検討用地震の選定や基準地震動の策定に当たって行う調査や評価は、最新の科学的・技術的知見を踏まえること。また、既往の資料等について、それらの充足度及び精度に対する十分な考慮を行い、参照すること。なお、既往の資料と異なる見解を採用した場合及び既往の評価と異なる結果を得た場合には、その根拠を明示すること。

　　　　ｈ　施設の構造に免震構造を採用する等、やや長周期の地震応答が卓越する施設等がある場合は、その周波数特性に着目して地震動評価を実施し、必要に応じて他の施設とは別に基準地震動を策定すること。

　　　(ウ)　震源を特定せず策定する地震動は、震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し、これらを基に、各種の不確かさを考慮して敷地の地盤特性に応じた応答スペクトルを設定して策定すること。なお、上記の「震源を特定せず策定する地震動」については、次に示す方針により策定すること。

　　　　ａ　解放基盤表面までの地震波の伝播特性を必要に応じて応答スペクトルの設定に反映するとともに、設定された応答スペクトルに対して、地震動の継続時間及び振幅包路線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮すること。

　　　　ｂ　上記の「震源を特定せず策定する地震動」として策定された基準地震動の妥当性については、申請時における最新の科学的・技術的知見を踏まえて個別に確認すること。その際には、地表に明瞭な痕跡を示さない震源断層に起因する震源近傍の地震動について、確率論的な評価等、各種の不確かさを考慮した評価を参考とすること。

　　　(エ)　基準地震動の策定に当たっての調査については、目的に応じた調査手法を選定するとともに、調査手法の適用条件及び精度等に配慮することによって、調査結果の信頼性と精度を確保すること。また、上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」の地震動評価においては、適用する評価手法に必要となる特性データに留意の上、地震波の伝播特性に係る次に示す事項を考慮すること。なお、上記の「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」及び「震源を特定せず策定する地震動」については、それぞれが対応する超過確率を参照し、それぞれ策定された地震動の応答スペクトルがどの程度の超過確率に相当するかを把握すること。

　　　　ａ　敷地及び敷地周辺の地下構造（深部・浅部地盤構造）が地震波の伝播特性に与える影響を検討するため、敷地及び敷地周辺における地層の傾斜、断層及び摺曲構造等の地質構造を評価するとともに、地震基盤の位置及び形状、岩相・岩質過程において、地下構造が成層かつ均質と認められる場合を除き、三次元的な地下構造により検討すること。

　　　　b　上記ａの評価の実施に当たって必要な敷地及び敷地周辺の調査については、地域特性及び既往文献の調査、既存データの収集・分析、地震観測記録の分析、地質調査、ボーリング調査並びに二次元又は三次元の物理探査等を適切な手順と組合せで実施すること。

　　　イ　地震ガイド等

　　　　　基準地震動の妥当性を厳格に確認するため、設置許可基準規則及び同解釈をさらに敷衍した内容の地震ガイドが定められ、地震ガイドは、断層モデルを用いた手法に基づく地震動評価について、地震調査研究推進本部（以下「地震本部」という。）地震調査委員会作成の「震源断層を特定した地震の強震動予測手法」（以下「レシピ」という。）等の最新の研究成果を考慮して震源断層のパラメータを設定すべきと定めている。

　　　　　地震本部は、平成７年１月17日に発生した阪神・淡路大震災を受け、地震に関する調査研究の成果が国民や防災を担当する機関に十分に伝達され活用される体制になっていなかったという問題意識の下、行政施策に直結すべき地震に関する調査研究の責任体制を明らかにし、これを政府としてー元的に推進するため、地震防災対策特別措置法に基づき文部科学省に設置された政府の特別の機関であって、文部科学大臣を本部長として、政策委員会と地震調査委員会とで構成されており（地震防災対策特別措置法７条、８条１項、９条１項、10条１項）、このうち、地震調査委員会は，「地震に関する観測、測量、調査又は研究を行う関係行政機関、大学等の調査結果等を収集し、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」うことを目的としており（同法10条１項、７条２項４号）、複数の大学教授などの地震学者が地震調査委員会委員に任命されている（同法10条３項参照）（甲Ｄ296～298，乙251）。

　　　　　レシピは、地震本部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、震源断層を特定した地震を想定した場合の強震動を高精度に予測するための、「誰がやっても同じ答えが得られる標準的な方法論」を確立することを目指しており、今後も地震動評価における検討により、修正を加え、改訂されていくことを前提としているとされている（乙38、173、298、354）。

　　　　　本件原子炉施設の適合性審査が行われた平成25年から平成27年の時点では、①平成21年改訂のレシピが策定されていたが（乙38）、その後、②平成28年６月に改訂され（乙173）、③同年12月に②が修正され（乙298）、④平成29年４月に改訂された（乙354）（以下、①を「平成21年改訂レシピ」と、②を「平成28年６月改訂レシピ」と、③を「平成28年12月修正レシピ」と、④を「平成29年改訂レシピ」という。ただし、③と④は，内容面での実質的な変更はない。）。

　　　ウ　相手方による基準地震動の策定

　　　　　相手方は、次のとおりの調査、検討に基づき、基準地震動を策定した（乙11、13、31、35、40、42）。

　　　(ア)　敷地ごとに震源を特定して策定する地震動

　　　　ａ　検討用地震の候補とする地震の選定

　　　　　(a)　被害地震の員査

　　　　　　　相手方は、本件原子炉施設の敷地（以下「本件敷地」ということがある。）周辺の被害地震について、地震史料及び明治以降の地震観測記録を基に、地震の震央位置、規模等をまとめた地震カタログ（宇佐美（2003）等）による調査を行った。この調査によって抽出した地震について、規模及び位置等に関する最新の知見をもとに本件敷地に影響を及ぼす地震として、本件敷地の震度が５弱（1996年以前は旧気象庁震度階級でＶ）程度以上であったと推定される地震を以下のとおり選定した（乙11-6-5-13～16、53～56、乙31・７～10）。

　　　　　　・土佐その他南海・東海・西海諸道の地震（684年、M8 1/4）

　　　　　　・日向灘の地震（1498年，M7 1/4）

　　　　　　・安芸・伊予の地震（１６４９年、Ｍ6.9）

　　　　　　・宝永地震（1707年、Ｍ8.6）

　　　　　　・安政南海地震（1854年，Ｍ8.4）

　　　　　　・伊予西部の地震（1854年、Ｍ7.0）

　　　　　　・豊後水道の地震（1968年，Ｍ6.6）

　　　　　(b)　国の機関等による知見

　　　　　　　地震本部は、長期的な観点から、南海トラフ（西南日本の南側の海底にある帯状の深みであり、同トラフで海側のフィリピン海プレートが陸側のユーラシアプレートの下に沈み込むことによりプレート境界の広い範囲で圧縮の力がかかり、規模の大きなプレート間地震が繰り返されている。なお、同トラフの北端は駿河トラフに、南端は琉球海溝に続いている。）沿いの地震について、四国沖から浜名湖沖までの領域を震源域とする地震を想定し、その評価のとりまとめを行っているところ、平成13年に、南海トラフ沿いの地震の発生位置（領域）及び震源域の形態について、既往の調査結果から総合的に判断して一定のモデルを提案し（想定南海地震（地震本部、Ｍ8.4））、平成17年に，日向灘のプレート間地震についても、1968年日向灘地震及び1662年の日向灘の地震に係る強震動評価を実施して断層モデルを示した（日向灘の地震（地震本部，Ｍ7.6））（日向灘長期評価（2004），乙11-６-５-９～10、乙31-９）。

　　　　　　　中央防災会議は、平成15年、「東南海・南海地震等に関する専門調査会」を設置し、東南海・南海地震などの過去の地震発生例を参考にして、東海地震、東南海地震及び南海地震をさまざまに組み合わせたケースを想定した検討を行い、想定南海地震として一定のモデルを設定した（想定南海地震（中央防災会議、Ｍ8.6））（乙11-6-5-10～12、乙31-9-９）。

　　　　　　　内閣府の「南海」トラフの巨大地震モデル検討会」（以下「内閣府検討会」という。）は、南海トラフの巨大地震を対象として、過去に南海トラフで発生した地震の特徴やフィリピン海プレートの構造等に関する特徴などの現時点の科学的知見に基づきあらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震として駿河湾から日向灘までを震源断層域とするＭ９クラスを想定した検討を行った。そして、南海トラフの巨大地震として４ケースのモデルを設定している（内閣府（2012b））。本件敷地に最も影響があると考えられるのは、強震動生成城が最も敷地の近傍に配置されている「陸側ケース」である（乙11-６-５-12～13、乙31-9、乙259、261）。

　　　　　(c）　本件敷地周辺の地震発生様式及び地震発生状況

　　　　　　　本件敷地周辺の地震活動は、太平洋側沖合の南海トラフから陸側へ沈み込む海洋プレートと地域プレートとの境界付近で発生するプレート間地震、海洋プレート内で発生する地震、陸域及び沿岸で発生する内陸地殻内地震の３つに大きく分けることができる。気象庁一元化震源のうち本件敷地周辺で発生したＭ５未満の地震（微小地震）の分布状況の調査、本件敷地周辺で発生した過去の地震に関する知見等を踏まえると、本件敷地周辺で発生する地震の主な特徴は概ね次のとおりであった（乙11-6-5-1～7）。

　　　　　  ①　プレート間地震

　　　　　　　南海トラフ沿いでＭ８程度の大地震が約100年から15年の間隔で発生し、日向灘周辺ではＭ７程度の地震が十数年から数十年に一度の割合で発生していること

　　　　　  ②　海洋プレート内地震

　　　　　　　安芸灘や伊予灘など瀬戸内海の西部から豊後水道付近のやや深いところ（約30～70kmの深さ）でＭ７程度の地震が発生しており、過去に本件敷地周辺の沿岸地域に被害をもたらした地震が知られていること

　　　 　　 ③　内陸地殻内地震

　　　　　　　本件敷地近傍ではほとんど発生しておらず、発生が認められるものもＭ２未満のものである一方、大分県別府付近でＭ７程度の地震が発生していること

　　　　　(d)　活断層の分布状況

　　　　　ｉ　相手方は、本件敷地周辺の活断層の分布を把握するため、文献調査、地形調査、地表地質調査、海域地質調査、地球物理学的調査等の調査を行った。この結果、本件敷地の北方には敷地前面海域の断層群（42km）、伊予セグメント（23km）、川上セグメント（36km）などから構成される中央構造線断層帯が四国陸域から佐田岬半島西端部の北方まで分布し、本件敷地の沖合約８kmを通過すること、さらにその西方には、別府湾一日出生断層帯（76km）が豊予海峡から別府市西方まで分布すること、これら以外にも、伊予灘北方には上関断層（Ｆ-15）、上関断層（Ｆ-16）等の活断層が、本件敷地の南方には、八幡浜の五反田断層（２km）、宇和海のＦ-21断層（22km）が、それぞれ分布することが分かった（乙11-6-5-7～９）。

　　　　　　　このうち、中央構造線断層帯は、地震本部の中央構造線長期評価（2011）によれば、近畿地方の金剛山地の東縁から淡路島南部の海域を経て四国北部を東西に横断して伊予灘に達する、全体の長さ約360kmの断層帯であり、過去の活動時期の違いなどから①金剛山地東縁（長さ約17km、幅20～60km、 ずれの量２～５m）、②和泉山脈南縁（長さ約44～52km、 幅20～60km、ずれの量４m）、③紀淡海峡一鳴門海峡（長さ約43～51km、幅20～60km、ずれの量３～４m）、④讃岐山脈南縁一石鎚山脈北縁東部（長さ約130km、幅20～30km、ずれの量６～７m）、⑤石鎚山脈北縁（長さ約30km、 幅20～30km（④の数値と同じと仮定）、ずれの量６m）、⑤石鎚山脈北縁西部一伊予灘（長さ約130km、 幅20～30km（④の数値と同じと仮定）、ずれの量２～７m（最大値は④の数値と同じと仮定）、断層面の傾斜角は北傾斜高角度）の６つの区間に区分されている。そして、地震本部では、中央構造線断層帯の将来の活動について上記６つの区間が個別に活動する可能性、複数の区間が同時に活動する可能性、これら６つの区間とは異なる範囲が活動する可能性さらには、断層帯全体が同時に活動する可能性も否定できないとし、⑥（長さ130km）が単独で活動した場合の地震規模をMw7.4～8.0と、①ないし⑥の全体（長さ約360km）が同時に活動した場合の地震規模をMw7.9～8.4とそれぞれ想定した。

　　　　　　　この想定は、上記の断層長さ（単位はkm、以下「Ｌ」と表記する。）、断層幅（単位はｍ、以下「Ｗ」と表記する。）、平均すべり査（単位はｍ、以下「Ｄ」と表記する。なお以下においては、単にすべり量というときは、特にことわらない限り、平均すべり量を指す。）と剛性率（以下「µ」と表記する。）の積から地震モーメントMo（断層運動としての地震の規模を表すもの、単位はN・m、以下「Mo」と表記する。）を求め、MoとMwの経験式（Mw＝（logMo-９.１）/1.５）を適用して、Mwを算定したものであるが、Mwの算出にあたっては、各区間が単独で活動する場合も他の区間と連動する場合も、変位量はそれぞれの区間で常に一定であり、かつ、変位量は地表変位最と同じであると仮定したもので、地下の断層面における変位量と同じではない可能性があることに留意する必要があるとされている。

　　　　　　　そして、このうちの①ないし⑥の全体（長さ約360km）が同時に活動した場合の地震規模は、①～⑥のMwを求めるにあたり、各区間それぞれにおいて推定したずれの量をもとに算出したMoの総和から求めたケ一ス（Mw７.９～８.３）と、最大の想定として、ずれの量をすべての区間で７ｍ（区間③の最大値）と仮定して算出したMoの総和から求めたケース（Mw8.1〜8.4）の２つのケースから推定したものである。

　　　　　　　もっとも、地震本部の予測地図（2014）では、上記長期評価とは異なり、上記⑥の断層が単独で活動した場合の地震規模につき、断層長さを130km、断層面の幅を14km、断層面の傾斜角を90度とした上で、Mw7.4と想定している。

　また、中央構造線断層帯の西方に位置する別府—万年山断層帯は、ほぼ東西方向の多数の正断層から構成されているが、断層の走向や変位の向きから、別府湾一日出生断層帯（長さ76km）、大分平野一由布院断層帯（長さ40km）等に区分されている（別府一万年山断層帯の長期評価について（平成17年３月９日地震本部）、乙34）。本件敷地に最も近い別府湾ー日出生断層帯は、東部と西部で最新活動時期が異なり、それぞれが単独で活動すると推定されているが、全体が同時に活動する可能性、さらには、その東端が中央構造線断層帯に連続している可能性があると指摘されている（乙34）。

　　　　　ⅱ　相手方は、本件敷地周辺において地質調査を実施し、断層の分布形態、活動様式等の性状を特定した結果、中央構造線断層帯を構成する活断層として、北東方向から南西方向へ順に、①川上断層（断層の長さ約36km）、②伊予断層（同約23km）、③敷地前面海域の断層群（断層群の長さ約42km、本件敷地の沖合約８kmに分布）、④豊予海峡断層（同約23km）が存在すること、さらに上記各断層間には、断層破壊の末端（ジョグ）を示唆する地質構造が分布すること（上記①と②の断層の間には重信引張性ジョグ（長さ約12km）、同②と③の断層の間には串沖引張性ジョグ（同約13km）、同③と④の断層の間には三崎沖引張性ジョグ（同約13kmが存在すること）か確認されたとしている（乙11-6-3-43～66）。

　　　　　(e)　地震の分類

　　　　　　　相手方は、以上で示した地震について、地震発生様式ごとに整理・分類し、検討用地震の候補とする地震を選定した。

　　　　　ⅰ　内陸地殻内地震

　　　　　　　上記(d）で示した活断層の分布状況に基づき、本件敷地周辺において考慮すべき活断層による内陸地殻内地震として、以下のとおり選定した（乙11-6-5-16～17）。

　　　　　　・中央構造線断層帯による地震

　　　　　　　敷地前面海域の断層群（54km。両端のジョグのそれぞれ中間まで延伸したもの）

　　　　　　　伊予断層（33km。上記と同じ）

　　　　　　　金剛山地東縁一伊予灘（360km）

　　　　　　　石鎚山脈北縁西部一伊予灘（130km）

　　　　　　・別府湾一日出生断層帯による地震

　　　　　　・Ｆ-21断層による地震（敷地の南方。八幡浜の分布）

　　　　　　・五反田断層による地震に５km。長さが短く、孤立した断層であることから、地表で認められる活断層の長さが必ずしも震源断層の長さを示さない可能性を考慮したもの）

　　　　　　・上関断層（伊予灘北方に分布）

　　　　　ⅱ　プレート間地震

　　　　　　　上記(a）及び(b）を考慮し、南海トラフ沿いの地震及び日向灘における地震として以下の地震を選定した（乙6-5-19～20）。

　　　　　　・土佐その他の南海・東海・西海諸道の地震（684年、M8 1/4）

　　　　　　・宝永地震（1707年、Ｍ8.6）

　　　　　　・安政南海地震（1854年、Ｍ8.4）

　　　　　　・想定南海地震（地震本部、Ｍ8.4）

　　　　　　・想定南海地震（中央防災会議、Ｍ8.6）

　　　　　　・南海トラフの巨大地震（陸側ケース）（Mw9.0）（内閣府（2012b））

　　　　　　・日向灘の地震（1498年、M7 1/4）

　　　　　　・日向灘の地震（地震調査委員会、Ｍ7.6）

　　　　　ⅲ　海洋プレート内地震

　　　　　　　南海トラフから安芸灘～伊予灘～豊後水道海域へ西北西の方向に沈み込むフィリピン海プレートで発生する海洋プレート内地震について、上記(a）及び(b）の検討結果を踏まえ、以下の地震を選定した（乙11-6-5-18～19）。

　　　　　　・安芸・伊予の地震（1649年、Ｍ6.9）

　　　　　　・伊予西部の地震（1854年、Ｍ7.0）

　　　　　　・豊後水道の地震（1968年｡Ｍ6.6）

　　　　　　・九州の深い地震（Ｍ7.3）

　　　　　　・日向参の浅い地震（Ｍ7.4）

　　　　　　・アウターライズ地震（Ｍ7.4）

　　　　ｂ　検討用地震の選定

　　　　　相手方は、上記a(e）のとおり選定した地震から、本件敷地に特に大きな影響を与えると予想される地震を地震発生様式の分類ごとに検討用地震として選定することとし、検討用地震の選定にあたっては、応答スペクトルに基づく地震動評価を行い、以下のとおり検討用地震を選定した。

　　　　　（a）内陸地殻内地震（乙11-6-5-29～30）

　　　　　　　中央構造線断層帯による地震は、敷地前面海域の断層群を含む区間として複数の断層長さを考慮するケースを検討用地震の候補として選定しているが、検討用地震の選定にあたっては、敷地前面海域の断層群（54km）で代表させて検討を行った。その結果、候補となる各地震（上記a(e）i）のうち、本件敷地への影響が最も大きいと考えられる地震は、敷地前面海域の断層群による地震となった。

　　　　　　　なお、敷地前面海域の断層群は、中央構造練断層帯の一部であり、地震本部において中央構造線断層帯の敷地前面海域の断層群を含む複数区間の連動の可能性及び中央構造線断層帯と別府一万年山断層帯との連動の可能性が言及されていることを踏まえ、検討用地震としては、これらの連動を含む区間を考慮した断層群による地震を選定した。

　　　　　（b）プレート間地震（乙11-6-5-30～31）

　　　　　　　候補となる各地震（a(e）ⅱのうち、応答スペクトルによる地震動評価の結果、本件敷地への影響が最も大きいと考えられる地震は、内閣府（2012b）の南海トラフの巨大地震（陸側ケース）（Mw9.0）となったことから、これを検討用地震として選定した。

　　　　　　　なお、応答スペクトルに基づく地震動評価の手法は巨大地震に対して適用できるように作成されたものではないものの、内閣府（2012b）は、東北地方太平洋沖地震（Mw9.0）にっいてMw8.3と仮定して応答スペクトルに基づく地震動評価を行うことで震度分布がよく説明されたとして、南海トラフの巨大地震（Mw9.0）の応答スペクトルに基づく地震動評価のパラメータとしてMw8.3を採用していることから、Mw8.3を採用して評価を行った（断層モデルを用いた地震動評価においては、Mw9.0を設定して評価を行った。）。

　　　　　(c）海洋プレート内地震（乙11-6-5-30）

　　　　　　候補となる各地震（上記a(e）ⅲ）のうち、応答スペクトルによる地震動評価の結果、本件敷地への影響が最も大きいと考えられる地震は、1649年安芸・伊予の地震（Ｍ6.9）となったことから、これを検討用地震として選定した。

　　　　ｃ　地震動評価のための敷地地盤の評価

　　　　　相手方は、本件敷地地盤の増幅特性の有無を把握すべく次のとおりの地下構造評価を実施した。

　　　　　(a）　地震観測記録を用いた評価（乙11-6-5-21～23､145～148）

　　　　　　　相手方は、本件敷地地盤において、昭和50年から地震観測（強震及び微小地震）を実施しているところ、これまでに観測された比較的振幅の大きな地震は、全て海洋プレート内地震であり、内陸地殼内地震、プレート間地震について振幅の大きな記録は得られていない。相手方は、本件発電所で観測した地震のうち、距離減衰式の一つであるNoda et al.（2002）（以下「耐専式」という。）との比較が可能な比較的規模の大きい内陸地殻内地震（乙6-5-65）を用いて、観測記録の応答スペクトルと耐専式により推定した応答スペクトルの比をとって増幅特性の検討を行った。その結果、本件敷地の岩盤が耐専式の想定する地盤よりも硬いこと、どれも遠方の地震であり観測記録の振幅が小さいことなどから、どの地震についても短周期側では観測値が予測値よりも小さい傾向を示しており、特に顕著な増幅特性を示す地震はなかった（乙11-6-5-146）。

　　　　　　　次に、相手方は、対象とする地震の規模をＭ２程度にまで広げて、地震波の到来方向によって特異性が見られないかの検討を行ったが、到来方向によって増幅特性が異なるような傾向はなかった。

　　　　　(b)　深部ボーリング等による評価

　　　　　　　相手方は、本件発電所建設当時、最深深度500mのボーリング調査を実施済みであったが、平成22年から深部ボーリング調査を実施し、本件敷地のさらに地下深部までの地質及び地盤物性を把握するとともに、深部の地下構造に起因する地震動の増幅特性がないことを確認した。深部ボーリング調査は、本件敷地の南西部（荷揚岸壁付近）において、深度2000m、500m、160m、５mの４孔のボーリング孔を掘削するもので、深度2000mまでの連続したボーリングコアを採取し、これを観察して地質柱状図（地質断面図の一種で、地層の堆積した順序、厚さ、地層区分などを模様や記号によって縦に細長い柱状で表したもの。）を作成するとともに、深部ボーリング孔内において物理検層（ボーリング孔内に各種測定器（検層器）を降下させ、検層器から得られる物理量（Ｓ波迪度、密度、温度等）を用いて地層中の地質情報を連続的に計測する手法）やオフセットVSP探査（地表に震源を設置して地震波を人工的に発生させ、地下の地層境界面（反射面」で反射した地震波をボーリング孔内の受振器で観測することによりボーリング孔周辺の地下構造を調査する手法を「VSP探査」といい、特に震源をボーリング孔から離れた地点に設置する方法を「オフセットVSP探査」という。）を実施した。そして、従来のボーリング調査の結果と合わせて地下構造の検証を行った。また、地下深部における地震動を観測し、地表で観測した地震動との比較を行うことにより実際に地震動が増幅しないことを検証することなどを目的に、各ボーリング孔底部に地震計を設置し、地震観測を開始した。深部ボーリング調査の結果は次のとおりであり、本件敷地の地盤は速度構造的に特異性を有する地盤ではないことを確認した（乙11-6-5-20～21、乙35-21～23、30、47～53）。

　　　　　i　地質構造（乙35-25～36）

　　　　　　深部ボーリング調査の調査地点では、地表付近に埋立土や風化岩が薄く分布するものの深度約50mで新鮮な岩盤となり、深度約50mから深度約2000mまで堅硬かつ緻密な結晶片岩（岩石が地下深部において長い間圧力や温度等の作用（変成作用）を受けた場合に鉱物が再結晶し鉱物の配列に方向性が生じるが、この方向性を有する組織を「片理」といい、片理ある広域変成岩を「結晶片岩」という。なお、片理の発達のよい黒色片岩は、片理面に沿って剥離しやすくなる性質があるとされている。甲Ｂ１別冊用語解説・用語30）が連続する。本件敷地の地盤を構成する緑色片岩の下位に三渋川変成岩類のうち主に泥質片岩が分布し、緑色片岩、珪質片岩及び砂質片岩の薄層を挟む。地表部の緑色片岩を主体とする地層とその下位の泥質片岩を主体とする地層の境界面は緩く北へ傾斜していると推定され、本件原子炉の炉心位置では深度約350m以深が泥質片岩主体となっている。

　　　　　ⅰ　速度構造（乙35-38～45、55～58）

　　　　　　深部ボーリング孔内での物理検層の結果によると、Ｐ波速度及びＳ波速度は地下深部に至るにつれて漸増し、地盤の密度は岩種に応じてやや変化するものの、深度方向への大きな増減傾向は認められない。

　　　　　　また、オフセットVSP探査の結果によると、地下深部までほぼ水平な反射面が連続し（オフセットVSP探査による反射面と反射法探査による反射面とを比較しても連続性に問題はない｡）、大規模な断層を示唆する不連続、地震動の特異な増幅の要因となる低速度域及び摺曲構造は認められず、本件敷地地盤の速度構造（地震波の速度分布）は、乱れがなく、均質である。

　　　　　(c）　解放基盤表面の設定（乙11-6-5-23）

　　　　　　　相手方は、以上のような本件敷地地盤に係る状況を総合的に判断し、原子炉建屋及びその周りの地盤は、約2600m/秒のＳ波速度を持つ堅固な岩盤が十分な広がりと深さを持っていることが確認されていることを踏まえ、敷地高さと同じ標高10mを解放基盤表面として設定した。

　　　　ｄ　地震動評価

　　　　　(a)　内陸地殻内地震（別表１参照）

　　　　　ｉ　基本震源モデル

　　　　　　　相手方が内陸地殻内地震の検討用地震として選定したのは敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）の地震であった。相手方は、その基本震源モデルを設定するに当たり、断層長さにつき、中央構造線断層帯と九州側の別府ー万年山断層帯が全区間（480km）において連動するケース（以下「480kmケース」という。）と設定する一方、上記区間の中で部分破壊による地震が起こることを想定することとし、四国西部のセグメント（130km）が連動するケース（以下「130kmケース」という。）及び敷地前面海域セグメント（54km）が単独で活動するケース（以下「54kmケース」という。）をも設定し、それぞれ不確かさを考慮した解析を行うこととした（乙11-6-5-31、乙31-36～37）。

　　　　　　　また、断層モデルを用いた手法による地震動評価において必要なパラメータ（断層の長さ、断層の幅、断層面積（単位はＭ、以下「Ｓ」と表記する。）、地震モーメント、平均すべり量、短周期レベル（強震動予測に直接影響を与える短周期領域における加速度震源スペクトルのレベル、単位はN・m/s2以下「Ａ」と表記する。）、平均応力降下量（単位はMPa、以下「⊿σ」と表記する。）、アスペリティ総面積（単位はk㎡、以下「Sa」と表記する。）、アスペリティ応力降下量（単位はMPa、以下「⊿σa」と表記する。）等を設定する上で用いる経験式については、壇ほか（2011）を基本として採用した（乙31-25～27）。さらに、480kmケース及び130kmケースではFujii and Mtsu’ura（2000）の経験式を、54kmケースでは入倉・三宅（2001）によって算出される地震モーメントにFujii and Mtsu’ura （2000）の平均応力降下量を組み合わせて用いる手法（以下「入倉・三宅の手法」という。）をそれぞれ基本震源モデルに織り込むこととした。

　　　　　　　相手方が、480kmケース及び130kmケースにつきFujii and Mtsu’ura （2000）を採用したのは、現在提案されている主要な経験式のうち、同手法が壇ほか（2011）と並び長大断層を含んだデータに基づいて開発された手法の一つであり、平成21年改訂レシピにおいても長大断層の知見としてこの手法による平均応力降下量を用いる手法が提案されていることを踏まえたもの、54kmケースにつき入倉・三宅の手法を採用したのは、同レシピにおいてこれを用いる手法が提案されていることを踏まえたものであった。また、相手方は、断層の幅については、ボーリング調査等の結果に基づき、断層上端を深さ２kmと、断層下端を深さ15kmとそれぞれ想定した上で、54km及び130kmケースの鉛直モデルでは13kmと、480kmケースの鉛直モデルでは12.7kmと想定した（乙31-23、40、42、44、54）。

　　　　　ⅱ　不確かさの考慮

　　　　　　相手方は、応答スペクトルに基づく地震動評価において、480km、130km及び54kmの３ケースそれぞれについて、不確かさの考慮として、断層傾斜角が鉛直のモデルと北傾斜のモデルを考慮することとした。さらに、相手方は応答スペクトルに基づく地震動評価の過程で断層長さを69kmとするケース（以下「69kmケース」という。）を設定し、これについても不確かさの考慮として断層傾斜角が鉛直のモデルと北傾斜のモデルとをそれぞれ評価し、基準地震動Ssの策定において考慮することとした。

　　　　　　断層長さを69kmとするケースは、敷地前面海域の断層鮮（54km）の両端にあるジョグのさらに両端まで運動することを想定するものである。なお、相手方は、ジョグは、断層の破壊が停止し、乗り移る領域のため、変位量は低減するはずであって、ジョグの変位量を大きく想定する断層長さ69kmのモデルは科学的には考え難い連動ケースであると考えていたことから、新規制基準が定められる以前の地震動評価においては不確かさの一つとして考慮し、新規制基準実施後においては、69kmケースを包含する480kmケース及び130kmケースを基本震源モデルとして設定することにより、69kmケースの評価はそれに含まれるものと理解していた（乙31-33～34）が、平成26年９月12日の原子力規制委員会の審査会合において、69kmケースの地震動評価についても応答スペクトル法での評価を求められたことから、同年11月７日付けコメント回答においてその評価を示すことにしたものであった（乙31-95）。

　　　　　　また、相手方は、断層モデルを用いた地震動評価における不確かさの考慮にあたり、①破壊開始点につき、地震動評価への影響が大きくなるように断層東下端、中央下端及び西下端の３か所又は５か所に設定し、②アスペリティ深さにつき、上記①と同様の趣旨で断層上端にアスペリティを配置した上、③断層長さにつき、480kmケースに加え、130kmケース、54kmケースでも評価することとし、上記①ないし③の不確かさを、いずれも基本震源モデルに織り込むこととする一方、④アスペリティ応力降下量、⑤断層傾斜角（北傾斜）、⑥断層傾斜角（南傾斜）、⑦破壊伝播速度、⑧アスペリティの平面位置については、いずれも基本震源モデルに織り込まず、基本震源モデルの不確かさに重畳させる、独立した不確かさとして、次のとおり考慮することとした（乙11-6-5-31～33、70～75）。

　　　　　　・アスペリティ応力降下量

　　　　　　　新潟県中越沖地震（超過事例③）の震源特性として、短周期レベルが平均的な値の1.5倍程度大きかったところ、これは、ひずみ集中帯に位置する逆断層タイプの地震という地域性によると考えたため、本来ならば、過去の地震観測記録に基づいて本件原子炉施設周辺で発生する地震の震源特性の分析を行うべきところであるが、本件原子炉施設周辺では規模の大きい内陸地殻内地震は発生していないことを踏まえ、新潟県中越沖地震の知見を反映し、短周期レベルと相関関係のあるアスペリティの応力降下量を基本震源モデルの1.5倍又は20MPaとした場合の評価を行う。

　　　　　　・　断層傾斜角（北傾斜）

　　　　　　　　敷地前面海域の断層群の震源断層は横ずれ断層と推定されるため傾斜角が高角度である可能性が高いと考えたが、活断層としての中央構造線が北へ傾斜する地質境界と一致する可能性を完全には否定できないことから、横ずれ断層については、傾斜角90度の場合（以下「鉛直モデル」という。）のみならず、北に30度傾斜させた場合（以Ｆ下「北傾斜モデル」という。）の評価を行う。

　　　　　　・　断層傾斜角（南傾斜）

　　　　　　　　断層傾斜角のばらつきを踏まえ、敷地側に傾斜する場合を考慮し、横ずれ断層について南に80度傾斜させた場合（以下「南傾斜モデル」という。）の評価を行う。

　　　　　　・　破壊伝播速度

　　　　　　　　海外の長大な活断層の破壊伝播速度がＳ波速度を超える事例があるとの知見を踏まえ、480km及び130kmの各ケースについてはVr（破壊伝播速度）＝Vs（地震発生層のＳ波速度）の場合の評価を行い、54kmケースについては、平均的な破壊伝播速度の不確かさに関する知見を踏まえ破壊伝播速度Vr＝0.87Vsの場合の評価を行う。

　　　　　　・　アスペリティの平面位置

　基本的にはジョグにアスペリティは想定されないと考えたものの、完全には否定できないとして、敷地正面のジョグにアスペリティを配置する場合の評価を行う。

　　なお、Fujii and Mtsu’ura （2000）を用いた480km及び130kmの各ケースでは、壇ほか（2011）による検討結果から、影響が比較的大きかった①のアスペリテイ応力降下量と⑦の破壊伝播速度を考慮することとした（乙31-40、42）。

　　ちなみに、各基本震源モデルを解析したところ、断層長さの基本となる480kmから断層長さを変えても地震動レベルはほぼ変わらない結果が得られた。したがって、130km及び54kmの各不確かさケースの地震動レベルについても、断層長さ480kmにおける各不確かさケースの地震勤レベルとほぼ等しいと推定される（乙31-180、183、186）。このため、54kmケースで入倉一三宅の手法を用いる場合の各不確かさケースと、54kmケースで壇ほか（2011）を用いる場合における破壊伝播速度の不確かさケース（480kmの不確かさケースとは設定値が異なる。）とを除き、130km及び54kmの各不確かさケースの評価結果については、480kmの各不確かさケースの評価結果で代表させることとした（乙11-6-5-42、乙31-45）。

　　　　　ⅲ　応答スペクトルに基づく地震動評価

　　　　　　　応答スペクトルに基づく地震動評価においては、480km、130km及び54kmの３ケースに加え、敷地前面海域の断層群（42km）の両端にあるジョグ（各13km）のさらに両端まで巡動することを想定した69kmケースのそれぞれについて、断層傾斜角が鉛直のモデルと北傾斜のモデルを考慮した。

　　　　　　　適用する距離減衰式については、耐専式（等価震源距離を使用）を基本とするものの、130kmケース、69kmケース及び51kmケースの各鉛直モデルについては、断層との等価震源距離が耐専式の適用下限（極近距離）を下回り、かつ、内陸補正（耐専式のデータの多くが内陸地殻内地震に比して地震動の大きい海溝型地震によるものであることを考慮し、内陸地殻内地震への適用に際して地震動を低減する補正を行う（周期0.02秒～0.6秒の地震動につき0.6を乗じる）こと。乙269-71）をしても耐専式の評価結果が耐専式以外の複数の距離減衰式（いずれも断層最短距離を使用）の評価結果と比較して過大となるとして、耐専式以外の複数の距離減衰式を用いた評価を行い、上記３ケースを除くケースについては、耐専式を含む複数の距離減衰式によって評価を行った（乙11-6-5-36～39、97、乙31-94～131）。

　　　　　　　一方、地震規模（気象庁マグニチュードＭ）については、断層長さＬに基づいて、松田（1975）で紹介されているＬとＭの経験式（Ｍ=（logL十2.9）/0.6（乙354・５頁）、以下「松田式」という。）により設定することとしたか、130km、480kmの各ケースについては、松田式の適用範囲か断層長さ8Okm以下のものに限られるとの見解を前提に、①断層長さが約8Okm以下になるように断層を区分し（以下、区分された断層を「セグメント」という。）、②各セグメントの断層毎に松田式を適用して各セグメント毎のＭを求め、③これに武村（1990）で紹介されているＭと地震モーメントＭＱとの経験式（logMo＝1.17・Ｍ十10.72（乙354・５頁）、以下「武村式」という。）を適用して各セグメント毎のＭoを求め、④各セグメント毎のMoを合算して各セグメントが同時に動いた場合のMoを求め、⑤このようにして算定されたＭoに武村式を適用して各セグメントか同時に動いた場合のＭを求めた（乙178）。

　　　　　ⅳ　断層モデルを用いた手法による地震動評価

　　　　　　　断層モデルを用いた手法による地震動評価を行うにあたっては、まず、中央構造線断層帯及び別府一万年山断層帯の連動を考慮した480kmの基本震源モデルについて、統計的グリーン関数法及び経験的グリーン関数法により評価し、両者を比較した。なお、経験的グリーン関数法に用いる要素地震は、2001年芸予地震（以下「芸予地震」という。）の余震である安芸灘の地震（Ｍ5.2）の本件敷地における観測記録を用いた。適用にあたっては、当該地震がスラブ内地震である（乙391・５頁）ため、内陸地殼内地震の評価に用いることができるよう、距離及びパラメータ（地震モーメント、応力降下量等）を補正した。上記比較の結果、統計的グリーン関数法及び経験的グリーン関数法のいずれによった場合も整合的であることが確認されたものの、原子炉施設に影響の大きい短周期（周期0.1秒付近）の地震動については経験的グリーン関数法の結果の方が厳しい結果を与えるものであったことから、断層モデルを用いた手法による地震動評価においては、経験的グリーン関数法を採用した（乙11-6-5-41～42、202～220、221～223、乙31-152～155）。

　　　　　　　上記経験的グリーン関数法及び統計的グリーン関数法の意義は、以下のとおりである（乙354）。

　　　　　　　経験的グリーン関数法と統計的グリーン関数法は、いずれも既存の小地震の波形から大地震の波形を合成する方法で、半経験的手法である。

　　　　　　　経験的グリーン関数法は、想定する断層の震源域で発生した中小地震の波形を要素波（グリーン関数）として、想定する断層の破壊過程に応じて足し合わせる方法であり、時刻歴波形を予測でき、破壊過程の影響やアスペリティの影響を考慮できるが、予め評価地点で適当な観測波形か入手されている必要がある。

　　　　　　　統計的グリーン関数法は、多数の観測記録の平均的特性をもつ波形を要素波とする方法であり、評価地点で適当な観測波形を入手する必要はないが、評価地点固有の特性に応じた震動特性が反映されにくいとされる。

　　　　　(b）　プレート間地震

　　　　　ｉ　基本震源モデル

　　　　　　　基本震源モデルとしては、検討用地震として選定した、内閣府（2012b）の南海トラフの巨大地震（陸側ケース）（Mw9.0）を採用することとした。

　　　　　ⅱ　不確かさの考慮

　　　　　　　南海トラフの巨大地震（陸側ケ一ス）（Mw9.0）に設定された強震動生成域に加え、断層モデルを用いた手法による地震動評価において、本件敷地直下にも強震動生成域を追加配置する不確かさの考慮を行った。

　　　　　ⅲ　応答スペクトルに基づく地震動評価

　　　　　　　地震規模は、内閣府（2012b）に従いMw8.3とした。

　　　　　　　距離減衰式は、耐専式を用いて評価を行った。（乙11-6-5-39、200）

　　　　　iv　断層モデルを用いた手法による地震動評価

　　　　　　　地震規模は、内閣府（2012b）に従いMw9.0とした。

　　　　　　　グリーン関数は、プレート間地震について適切な要素地震が得られていないことや、内閣府（2012b）が統計的グリーン関数法を用いていることを踏まえ、統計的グリーン関数法及びハイブリッド合成法により評価を行った（乙11-6-5-43、229）。

　　　　　　　上記ハイブリッド合成法は、震源断層における現象のうち長周期領域を理論的手法、破壊のランダム現象か卓越する短周期領域を半経験的手法でそれぞれ計算し、両者を合成する方法であり、時刻歴波形を予測でき破壊の影響やアスペリティの影響を考慮でき、広帯域の評価が可能とされる。

　　　　　　　上記理論的手法は地震波の伝播特性と表層地盤の増幅特性を弾性波動論により計算する方法であり、時刻歴波形を予測でき、破壊過程の影響やアスペリティの影響を考慮できるが、震源断層の不均質特性の影響を受けにくい長周期領域については評価し得るものの、短周期地震動の生成に関係する破壊過程および地下構造の推定の困難さのため短周期領域についての評価は困難となるとされる（乙354）。

　　　　　(c）　海洋プレート内地震

　　　　　ｉ　基本震源モデル

　　　　　　　1649年安芸・伊予の地震（Ｍ6.9）を検討用地震として選定したが、基本震源モデルの設定にあたっては、地震発生位置と規模の不確かさをあらかじめ織り込むこととし、本件敷地下方に既往最大規模（1854年伊予西部地震のＭ7.0）の地震を仮定するなどし、「想定スラブ内地震」として地震動評価を行った。

　　　　　ⅱ　不確かさの考慮

　　　　　　　不確かさの考慮においては、1649年安芸・伊予の地震（Ｍ6.9）を再現したモデルをＭ７に較正したケース、本件敷地の真下に想定する地震規模をＭ7.2としたケース、アスペリティの位置を断層上端に配置したケース、本件敷地東方の領域に水平に近い断層面を考慮したケース（Ｍ7.4）を設定した。

　　　　　ⅲ　応答スペクトルに基づく地震動評価

　　　　　　　距離減衰式として耐専式を用いて評価を行った（乙11-6-5-39、198～199）。

　　　　　iv　断層モデルを用いた手法による地震動評価

　　　　　　　　　本件敷地で得られた2001年芸予地震の余震である安芸灘の地震の観測記録を要素地震とした経験的グリーン関数法により評価を行った（乙11-6-5-42～43、224～228）。

　　　(イ）　震源を特定せず策定する地震動

　　　　　　相手方は、震源を特定せず策定する地震動について、次のとおり評価した。

　　　　ａ　加藤ほか（2004）の知見

　　　　　震源を特定せず策定する地震動に関する代表的な知見として、加藤ほか（2004）があり、改訂耐震指針の震源を特定せず策定する地震動も同知見に基づくものであるところ、新規制基準の震源を特定せず策定する地震動についての考え方は、改訂耐震指針で規定されていたものと基本的な違いはないため、従来同様に、加藤ほか（2004）が提案する「地震基盤における地震動」を震源を特定せず策定する地震動として考慮することとした。

　　　　　加藤ほか（2004）は、内陸地殻内で発生する地震を対象として、既存の活断層図等の文献による調査・空中写真判読によるリニアメント調査・現地における地表調査等の詳細な地質学的調査によっても震源位置と地震規模を前もって特定できない地震を｢震源を事前に特定できない地震」と定義し、震源を事前に特定できない地震の規模及び位置は前もって想定できないことから、｢マグニチュードや震源距離を規定する方法（旧耐震指針の「直下地震Ｍ6.5」という地震規模による設定等）｣はとらず、「震源近傍の強震観測記録に基づいて地震動レベルを直接設定する方針」によるとした上で、日本及びカリフオルニアで発生した計41の内陸地殻内地震のうち、９地震12地点の計15記録（30水平成分）の強震記録を、震源を事前に特定できない地震の上限レベルの検討に用いたところ、Vs＝700m/秒相当の岩盤上における水平方向の地震動の上限レベルとして、最大加速度値450ガル、加速度応答値1200ガル、速度応答値100cm/秒が得られたというものである。

　　　　ｂ　震源近傍の観測記録の収集・検討

　　　　　(a)　相手方が観測記録の収集対象として検討した地震は、地震ガイドが例示する次の16地震である。

　　　　　　No.１　2008年岩手・宮城内陸地震　Mw6.9

　　　　　　No.２　2000年鳥取県西部地震　Mw6.6

　　　　　　No.３　2011年長野県北部地震　Mw6.2

　　　　　　No.４　1997年３月鹿児島県北西部地震　Mw6.1

　　　　　　No.５　2003年宮城県北部地震　Mw6.1

　　　　　　No.６　1996年宮城県北部（鬼首）地震　Mw６

　　　　　　No.７　1997年５月鹿児島県北西部地震　Mw６

　　　　　　No.８　1998年岩手県内陸北部地震　Mw5.9

　　　　　　No.９　2011年静岡県東部地震　Mw5.9

　　　　　　No.10　1997年山口県北部地震　Mw5.8

　　　　　　No.11　2011年茨城県北部地震　Mw5.8

　　　　　　No.12　2013年栃木県北部地震　Mw5.8

　　　　　　No.13　2004年北海道留萌支庁南部地震　Mw5.7

　　　　　　No.14　2005年福岡県西方沖地震の最大余震　Mw5.4

　　　　　　No.15　2012年茨城県北部地震　Mw5.2

　　　　　　No.16　2011年和歌山県北部地震　Mw５

　　　　　(b)　地震ガイドの「地表地震断層が出現しない可能性がある地震」は、断層破壊領域が地震発生層の内部に留まり、国内においてどこでも発生すると考えられる地震で、震源の位置も規模もわからない地震として地震学的検討から全国共通に考慮すべき地震（震源の位置も規模も推定できない地震（Mw6.5未満の地震）であり、震源近傍において強震動が観測された上記No.３ないし16が対象となる。

　　　　　　　そこで、相手方は、これらの地震の観測記録を収集したところ、No.13の2004年北海道留萌支庁南部地震（以下「留萌支庁南部地震」という。）では信頼性の高い観測記録が得られたものの、その他の観測記録は、加藤ほか（2004）による応答スペクトルを下回るものであったり、観測記録が観測地点の地盤の影響を受けた信頼性の低いものであったりしたとして、考慮の対象から除外した（乙40-70～124）。

　　　　　　　留萌支庁南部地震は、震源近傍の観測点において1127ガルという大きな加速度を観測したものである。当初、観測記録は、地表のものしか得られず、既存の地盤情報も十分ではなかったが、観測地点の地盤についてボーリング調査等が行われ、佐藤ほか（2013）によって信頼性の高い地盤モデルが得られたものである。佐藤ほか（2013）は、Ｓ波速度が938ｍ/秒となる深さ41mを基盤層に設定した上で解析評価を行い、基盤地震動の最大加速度は585ガルで地表観測記録の約1/2となる（観測記録の加速度は地盤の影響によって増幅している）ことを明らかにした。また、佐藤ほか（2013）以降の追加調査によって得られた試験データを用いて解析を行ったところ、基盤地震動の最大加速度は561ガルとなり、佐藤ほか（2013）よりもやや小さめに評価された。本件敷地地盤のＳ波速度が2600ｍ/秒である（より硬い地盤である）ことを考慮すれば、この観測記録を本件原子炉の地震動評価に用いればさらに小さい評価となるところ不確かさを保守的に考慮した結果として、留萌支庁南部地震の基盤地震動を620ガルに引き上げた地震動を震源を特定せず策定する地震動として考慮した（乙40-125～153）。

　　　　　(c)　一方、地震ガイドの「事前に活断層の存在が指摘されていなかった地域において発生し、地表付近に一部の痕跡が確認された地震」は、震源断層がほぼ地震発生層の厚さ全体に広がっているものの、地表地震断層としてその全容を表すまでには至っていない地震（震源の規模が推定できない地震（Mw6.5以上の地震））であり、上記No.１の2008年岩手一宮城内陸地震（以下「岩手・宮城内陸地震」という。）及びNo.２の2000年鳥取県西部地震（以下「鳥取県西部地震」という。）が対象となるが、活断層や地表地震断層の出現要因の可能性として、地域によって活断層の成熟度が異なること、上部に軟岩や火山岩、堆積層が厚く分布する場合や地質体の違い等の地域差があることが考えられるとされている。

　　　　　　　そこで、相手方は、本件原子炉の立地地点と岩手・宮城内陸地震及び鳥取県西部地震の震源域との地域差等について検討を行った、

　その結果、岩手・宮城内陸地震の震源域については、地形、第四紀火山との位置関係、地質、応力場、微小地震の発生状況等において、本件原子炉施設の立地地点とは特徴が大きく異なっており、特に新第三紀以降の火山岩、堆積岩が厚く分布しているのに対し．本件原子炉施設の立地地点には堅硬かつ緻密な結晶片岩が少なくとも地下２kmまで連続している点で地域差が顕著であり、鳥取県西部地震の震源域については、地震テクトニクス（応力場等の地震発生環境）が異なり、活断層の成熟度及びこれに寄与する歪み蓄積速度や地下の均質性において地域差が認められること、両地震の震源域と本件原子炉の立地地点では地震地体構造が異なっていることから、地震の起こり方も異なるとして、両地震のいずれも検討対象地震として選定する必要はないと考えた（乙40-４～６）。

　　　　　　　さらに、相手方は、鳥取県西部地震については、大局的には本件原子炉の立地地点と同じく西南日本の東西圧縮横ずれの応力場にあることから、地震が発生する地下深部の構造について検討を加え、その結果、深部地下構造に違いがあって、本件原子炉の立地地点と鳥取県西部地震の震源域とでは地震ガイドにいう「活断層の成熟度」に地域差が認められ（乙42-73～87）、やはり、鳥取県西部地震を震源を特定せず策定する地震動の評価において考慮する必然性はないと考えたものの、大局的にはいずれも西南日本の東西圧縮横ずれの応力場であることを踏まえ、保守的に、鳥取県西部地震の観測記録を震源を特定せず策定する地震動として考慮することとした（乙42-89）。

　　　　　　　鳥取県西部地震については、鳥取県にある賀祥ダムの監査廊（以下「賀祥ダム」という。）に設置された地震計による信頼性の高い観測記録が得られており、国立研究開発法人防災科学技術研究所の強震観測網によっても信頼性の高い観測記録が得られているが、賀祥ダムの観測記録がこれを概ね上回ることなどから、震源を特定せず策定する地震動による基準地震動Ssの検討においては賀祥ダムの観測記録で代表させることとした（乙42-91）。

　　　(ウ)　基準地震動Ssの策定

　　　　ａ　敷地ごとに震源を特定して策定する地震動

　　　　　敷地ごとに震源を特定して策定する地震動のうち、応答スペクトルに基づく手法による地震動評価において求めた応答スペクトル及び基準地震動S2（本件原子炉建設時の基準地震動）の応答スペクトルを包絡するように、設計用応答スペクトルを設定し、水平方向の基準地震動Ss-1Hを設定するとともに、鉛直方向については、Ss-1Hに対して、耐専式の鉛直方向の地盤増幅率を乗じて基準地震動Ss-1Vを設定した（乙11-6-5-48、乙31-221～228）。

　　　　　また、敷地ごとに震源を特定して策定する地震動のうち、断層モデルを用いた手法による地震動評価の結果（乙31-230）、本件原子炉の施設に与える影響が大きいケースとして、内陸地殻内地震（中央構造線断層帯による地震）における検討ケースのうち、①断層長さ480kmで壇ほか（2011）のスケーリング則を用いてアスペリティ応力降下量の不確かさを考慮したケース、②断層長さ480kmでFujii and Matsu’ura （2000）のスケーリング則を用いてアスペリティ応力降下量の不確かさを考慮したケース、③断層長さ54kmで入倉・三宅の手法を用いて応力降下量の不確かさを考慮したケースを選定し、経験的グリーン関数法と理論的手法によるハイブリッド合成を行った。その結果、上記の基準地震動Ss-１を一部の周期帯において越えた７ケースを基準地震動Ss-２-１ないしSs-２-７とした（乙11-6-5-48～49、乙31-231）。

　　　　　また、相手方は、中央構造線断層帯に係る経験的グリーン関数を用いた評価では、東西方向の地震動の周期0.2～0.3秒で基準地震動Ss-1を超過する結果が得られているが、仮に、要素地震の南北方向の地震動が東西方向の地震動と同程度のレベルであったとすれば、南北方向でも基準地震動Ss-1を超過する可能性も否定できないとして、東西方向の周期0.2～0.3秒で基準地震動Ss-1を超過するケースのうち、基準地震動Ss-1を超過する度合いが大きく、かつスケーリング則として基本に考えている壇ほか（2011）に基づいて評価した断層長さ480kmでアスペリティ応力降下量の不確かさ（20MPa）を考慮したケースについて、東西方向と南北方向の地震波を入れ替えたケースを仮想してSs-2-8として設定した（乙11-６-５-49～50、乙31-232）。

　　　　　なお、プレート間地震及び海洋プレート内地震ではSs-1を下回ることから、いずれの地震も基準地震動Ss-2としては設定しなかった（乙13-19～20、乙31-237、239）。

　　　　　もっとも、プレート間地震（南海トラフ巨大地震）の地震動に対する応答スペクトルは、長周期側で弾性設計用地震動Sd-1（基準地震動Ssに0.5を下回らない係数を乗じて設定する地震動であり、耐震重要度分類Ｓクラスの施設は、弾性設計用地震動又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対しておおむね弾性状態（変形しても元どおりに戻る状態）に留まる範囲で耐えることを要する。設置許可基準規則解釈別記２の３-、４-）を超えていたが、相手方は、短周期側でSd-1を下回っており、かつ、弾性設計用地震動に対して施設全体として概ね弾性範囲に留まるなどとして、上記の扱いをしたものである（乙94、相手方の原審準備書面（5）の補充書（2）･54～55頁）。

　　　　ｂ　震源を特定せず策定する地震動

　　　　　震源を特定せず策定する地震動のうち、加藤ほか（2004）は基準地震動Ss-1に包絡されることから、Ss-1を一部の周期帯で超える留萌支庁南部地震の基盤地震動及び鳥取県西部地震の際の賀祥ダムの観測記録を基準地震動Ss-3として選定することとした（乙11-６-５-50、乙42-94）。

　　　　ｃ　基準地震動Ssの最大加速度

　　　　　以上の結果、基準地震動Ssとして基準地震動Ss-1では１ケース、基準地震動Ss-2は８ケース、基準地震動Ss-3は２ケースをそれぞれ設定した。これらの最大加速度の一覧は、別表２のとおりである（なお、単位はガル。また、「Ｈ」は水平動、「V」は鉛直動、「NS」は水平動NS成分、「EW」は水平動EW成分、「UD」は鉛直動UD成分を示す。）。

　　　(エ)　基準地震動Ssの年超過確率（乙11-6-5-51～52、252～260、審尋の全趣旨（「伊方発電所３号機地震動評価（超過確率の参照）（耐震性能）平成24年２月４日四国電力株式会社」））

　　　　ａ　年超過確率の算定方法

　　　　　(a)　年超過確率の算定は、一般社団法人日本原子力学会（以下「日本原子力学会」という。）が定めた「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準：2007」（以下「原子力学会（2007）」という。乙193）に基づき．「特定震源モデルに基づく評価」及び「領域震源モデルに基づく評価」を実施した。

　　　　　(b)　その策定手順は、以下のとおりである。

　　　　　ｉ　伊方発電所から慨ね百数十km程度内の震源を対象とし、①ひとつの地震に対して、震源の位置、規模及び発生頻度を特定して扱う「特定震源モデル」、②ある拡がりを持った領域の中で発生する地震群として取扱う「領域震源モデル」に分類する。

　　　　　ⅱ　①特定震源モデルについては、各々の地震について、基準地震動の策定の際、設定したモデルや地震動評価手法を参照し、②領域震源モデルについては、ある程度均質であると考えられる領域内での地震特性を踏まえ、それぞれ可能性のある不確かさ要因の組合せをツリー状に表現し、可能性の度合いに応じて重みを設定した震源モデル（ロジックツリー）の設定を行う。

　　　　　ⅲ　策定した震源モデル（ロジックツリー）の全分岐について地震動評価を行い、ある任意地点において将来の一定期問中に襲来するであろう任意の地震動強さと、その強さを超過する確率との関係を示した地震ハザード曲線を策定する。

　　　　　ⅳ　策定した複数の周期の地震ハザード曲線に基づいて、同一の超過確率となる応答値を周期を模軸にしてつなぎ、一様ハザードスペクトルを策定する。

　　　　　（c）　「特定震源モデルに基づく評価」は、一つの地震に対して、震源の位置、規痕及び発生頻度を特定して扱うモデルで、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」に対応する。相手方は、敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）による地震、その他の活断層で発生する地震及び南海地震を考慮した。

　　　　　（d）　「領域震源モデルに基づく評価」は、ある拡がりを持った領域の中で発生する地震群として取り扱うモデルで、「震源を特定せず策定する地震動」に対応する。相手方は、活断層の存在が知られていないところで発生し得る内陸地殻内地震、南海地震以外のフィリピン海プレートで発生する地震（プレート間地震及び海洋プレート内地震）を考慮した。

　　　　　（e）　そして、両モデルにおける年超過確率を足し合わせて、全体としての年超過確率を算定した。

　　　　b　年超過確率の算定結果

　　　　　相手方は、上記ａにより年超過確率を算定した結果として、基準地震動Ss-1の年超過確率は、10-４～10-６/年（１万年～100万年に１回）程度であり、基準地震動Ss-2及び基準地震動Ss-３の年超過確率も同程度であるとした。

　　　エ　原子力規制委員会の審査結果

　　　　原子力規制委員会による相手方の基準地震動策定の審査の結果は次のとおりである（乙13-10～20）。

　　　(ア)　敷地ごとに震源を特定して策定する地震動

　　　　　原子力規制委員会は、審査の過程において、①敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）による地震動評価に当たっては、当該断層群が長大であるため、部分破壊も考慮するとともに、スケーリング則の適用性を検討すること、②破壊伝播速度につき、敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）が長大な横ずれ断層であることを考慮し、最新の知見を考慮して検討することを求めた。

　　　　　この点に関して相手方がした上記地震動評価は、原子力規制委員会による上記求めに応じて補正された結果である。

　　　(イ)　震源を特定せず策定する地震動

　　　　　原子力規制委員会は、審査の過程において、①震源を特定せず策定する地震動の評価で収集対象となる内陸地殻内の地震の例として地震ガイドに示している全ての地震について観測記録等を収集し、検討することを求め、このうち鳥取県西部地震については、鳥取県西部地震震源域と本件原子炉立地地点との間に地質学的背景に大きな地域差が認められない旨指摘し、②留萌支庁南部地震については、その地震観測記録について、既往の知見である微動探査等に基づく地盤モデルによるはぎとり解析のみならず、適切な地質調査データに基づく地盤モデルによるはぎとり解析等を求めた。

　　　　　この点について相手方がした上記地震動評価は、原子力規制委員会による上記求め又は指摘を踏まえた結果である。

　　　(ウ)　原子力規制委員会は、上記(ア)及び(イ)を経た上で、相手方が策定した基準地震動が設置許可基準規則解釈別記２の規定に適合しているとした。

　　(11)　本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後一地すべり）

　　　　原決定の「理由」中「第２　事案の概要」の２(11)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　(12)　本件原子炉施設の耐震設計等（爽化地方太平洋冲地震後一液状化）

　　　　原決定の「理由」中「第２　事案の概要」の２(12)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　(13)　本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後一津波）

　　　　原決定の「埋由」中「第２　事案の概要」の２(13)記載のとおりであるから、これを引用する。

　　(14)　本件原子炉施設の耐震設計等（東北地方太平洋沖地震後一火山現象）

　　　ア　新規制基準等の内容

　　　(ア)　設置許可基準規則によれば、安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならないとされ（同６条１項）、「想定される自然現象」とは、敷地の自然環境を基に、洪水、風（台風）、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象又は森林火災等から適用されるものをいうものとされている（同解釈６条１項）。

　　　　　また、重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならないとされ（設置許可基準規則６条２項）、「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象」とは､対象となる自然現象に対応して、最新の科学的技術的知見を踏まえて適切に予想されるものをいい、過去の記録、現地調査の結果及び最新知見等を参考にして、必要のある場合には、異種の自然現象を重畳させるものとされている（同解釈６条２項）。

　　　(イ)　火山ガイド（乙147）は、新規制基準を受け、上記各自然現象のうち「火山の影響」について、原子力発電所への火山影響を適切に評価するため、立地評価と影響評価の２段階で行うこととしている（その趣旨につき「考え方」。用語の定義につき火山ガイド1.4）。

　　　　　立地評価とは、評価対象場所周辺の火山事象の影響を考慮して原子力発電所を建設するサイト（敷地）としての適性を評価することを言い、主として、火山活動の将来の活動可能性を検討しながら、設計対応不可能、つまり、施設や設備で対応が不可能な火山事象（火砕物密度流、溶岩流、岩屑なだれ、地滑り及び斜面崩壊、新しい火口の開口並びに地殻変動）の当該サイトヘの到達の可能性を評価するものである。

　　　　　影響評価とは、立地評価の結果、立地が不適とされないサイトにおいて、運用期間中に生じうる火山事象に対し、その影響を評価することを言い、具体的には、設計対応可能、つまり、施設や設備で対応が可能な火山事象（降下火砕物、火山性土石流・火山泥流及び洪水、火山から発生する飛来物（噴石）、火山ガス、津波及び静振、大気現象、火山性地震とこれに関連する事象並びに熱水系及び地下水の異常）の影響を評価し、これに対する事業者の設計方針について評価を行うものである。

　　　　　このように、①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到達する可能性を評価することで、原子力発電所の立地として不適切なものを排除し（立地評価）、その上で、②設計対応可能な火山事象

に対する施設や設備の安全機能の確保を評価している（影響評価）。

　　　イ　立地評価に関する火山ガイドの定め

　　　(ア)　地理的領域内の火山の抽出

　　　　　火山影響評価が実施される原子力発電所周辺の領域（原子力発電所から半径160kmの範囲の領域。以下「地理的領域」という。）に対して、文献調査等で第四紀（約258万年前以降）に活動した火山（以下「第四紀火山」という。）を抽出する。

　　　　　160kmの範囲を地理的領域とするのは、国内の最大規模の噴火である阿蘇４噴火（約９万年前）において火砕物密度流が到達した距離が160kmであると考えられているからである。

　　　　　また、第四紀火山を対象とするのは、日本には、258万年間の休止期間を経た後に火山活動を再開させた火山は存在しておらず、258万年前までに活動を終えた､日本の火山が火山活動を再開させる蓋然性は極めて低いと考えられているからである（日本には５つの火山弧（千島、東北日本、伊豆一小笠原、西南日本、琉球）があり、火山弧の活動は、日本において１億年以上継続していると考えられているが、現在のテクトニクス場（主に岩石圏の動きによる地殻の応力場）が成立した時期は、概ね鮮新世（約500万年前から258万年前まで）から第四紀更新世（約258万年前から約１万年前まで）の間であると考えられ、地殻変動の傾向や火山活動の場は数十万年から数百万年にわたって変化がないと考えられている。）。

　　　　　地理的領域内に第四紀火山がない場合には、立地不適にはならない。

　　　(イ)　完新世の活動の有無

　　　　　地理的領域内に第四紀火山がある場合には、完新世（約１万年前まで）に当該火山の活動があったか否かを評価する（気象庁が概ね１万年以内に噴火した火山及び現在活発な噴気活動のある火山を活火山としていることに対応）。

　　　　　完新世に活動があった火山は、将来の活動可能性があることを示すものとして広く受け入れられていることから、完新世に活動していることが認められれば直ちにこれを将来の活動可能性のある火山とする。

　　　　　完新世に活動していない火山については．文献調査並びに地形一地質調査及び火山学的調査の調査結果を基に、当該火山の噴火時期、噴火規模、活動の休止期間を示す階段ダイヤグラム（縦軸に噴出量を設定し、横軸に噴出年代を設定し、それを分析することで、将来の火山活動の規模や時期について評価するもの）を作成し、前記文献調査及び調査結果等から得られた知見と併せて、完新世よりも古い時期まで遡り、活動状況を踏まえて将来の火山活動を評価する。これらの評価の結果、火山活動が終息する傾向（噴火様式や噴出物の特性等）が顕著であり、最後の活動終了から現在までの期間が、過去の最大休止期間より長い等過去の火山活動の調査結果を総合的に考慮し、将来の活動可能性が無いと判断できる場合は、当該火山の火山活動に関する個別評価を行う必要は無い。

　　　　　完新世に活動があった場合や、完新世に活動がなかったものの、将来の活動可能性が否定できない場合には．原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として、火山活動に関する個別評価を行う。

　　　(ウ)　火山活動に関する個別評価

　　　　ａ　運用期間中の火山の活動可能性の評価

　　　　　火山活動に関する個別評価を行うのは、原子力発電所に影響を及ぼし得る火山として抽出された火山である。

　　　　①将来の活動可能性を評価する際に用いた調査結果と必要に応じて実施する②地球物理学的及び③地球化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可能性を総合的に評価する。

　　　　①将来の活動可能性を評価する際に用いた階段ダイヤグラムや地質調査等は、対象とする火山の過去から現在までの火山活動に焦点を当てた調査方法であるが、②地球物理的及び③地球化学的調査は、対象とする火山の現在の火山活動に焦点を当てた調査方法である。②地球物理学的調査とは、例えば、現在、地下にマグマ溜まりがあるのか、火山性地震は発生しているのか等を調査する方法である。③地球化学的調査とは、火山ガスの観測、地下水に含まれるマグマ起源のガス分析等である。これらの②地球物理学的調査や③地球化学的評価によって、現在の火山の状態を分析し、現在の活動状況を確認して評価を行う。

　　　　ｂ　設計対応不可能な火山事象の到達可能性の評価

　　　　　検討対象火山の活動の可能性が十分小さいと判断できない場合は、火山活動の規模と設計対応不可能な火山事象の到達可能性を評価する。

　　　　　検討対象火山の調査結果から原子力発電所運転期間中に発生する噴火規模を推定する。

　　　　　調査結果から原子力発電所運用期間中に発生する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。

　　　　　次に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。評価では、①検討対象火山の調査から噴火規模を設定した場合には．その噴火規模での影響範囲を推定する。推定する際には、類似の火山における設計対応不可能な火山事象の影響範囲を参考とすることができる。②過去最大の噴火規模から設定した場合には、検討対象火山での設計対応不可能な火山事象の痕跡等から影響範囲を判断する。③いずれの方法によっても影響範囲を判断できない場合には、設計対応不可能な火山事象の国内既往最大到達距離を影響範囲とする。

　　　　　なお、火山噴火の規模を表す一つの指標として、火山爆発指数（VEI、Volcanic Explosivity Indexの略）があり、噴出した火砕物（火山灰、火砕流等）の最で評価される（VEI４は0.1k㎥右以上１k㎥未満、VEI５は１k㎥以上10k㎥未満、VEI６は10k㎥以上100k㎥未満、VEI７は100k㎥以上1000k㎥未満）。

　　　　　これらの評価の結果、設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達する可能性が十分小さいと評価できる場合には、立地は不適とはならない（ただし、後記(エ)のモニタリングを行う｡）。

　　　　　これに対し、設計対応不可能な火山事象が原子力発電所運用期間中に影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価されない火山がある場合は、原子力発電所の立地は不適となり、この場合、当該敷地に原子力発電所を立地することは認められない。

　　　(エ)　火山活動のモニタリング

　　　　ａ　目的

　　　　　事業者は、立地評価において、当該原子力発電所の運用期間中、検討対象火山の将来の活動可能性が十分小さいと評価できる場合及び設計対応不可能な火山事象が影響を及ぼす可能性が十分小さいと評価できる場合であっても、評価の根拠が継続していることを確認するため、検討対象火山の状態の変化を検知するためのモニタリングを行う（モニタリングによって噴火の時期や規模を予測することを目的とするものではない。）｡

　　　　ｂ　方法及びその結果の評価方法

　　　　　監視対象火山は、過去の最大規模の噴火により設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達したと考えられる火山であり、仮に、過去の最大規模の噴火を考慮しても、設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に到達しないと判断できる火山については監視対象火山とはならない。

　　　　　火山活動の監視項目としては一般的に、地震活動の観測（火山性地震の観測）、地殻変動の観測（ＧＰＳ等を利用し地殻変動を観測）、火山ガスの観測（放出されるニ酸化硫黄や二酸化炭素量などの観測）などが考えられる。事業者は、適切な方法により監視するが、公的機関が火山活動を監視している場合においては、そのモニタリング結果を活用してもよい。

　　　　　そして、事業者は、抽出したモニタリング結果を第三者の助言を得るなどして定期的に評価する必要がある。

　　　　c　火山活動の兆候を把握した場合の対処方針の策定

　　　　　事業者は、火山活動の兆候を把握した場合の対処方針として、①対処を講じるために把握すべき火山活動の兆候と、その兆候を把握した場合に対処を講じるための判断条件、②火山活動のモニタリングにより把握された兆候に基づき、火山活動の監視を実施する公的機関の火山の活動情報を参考にして対処を実施する方針、③火山活動の兆候を把握した場合の対処として、原子炉の停止、適切な核燃料の搬出等が実施される方針を定める。

　　　　　これは、想定を超える事象に対して備えをすることで、対処方針が全くない場合と比較して．適切な対処を比較的容易にできるようにするためである。

　　　ウ　影響評価をめぐる火山ガイドの定め

　　　(ア)　影響評価では、設計対応が可能な火山事象による影響を評価する。設計対応可能な火山事象は降下火砕物などが該当し、構造物や設備等により、原子力発電所に影響を及ぼす各火山事象に対してその影響を十分に小さくする必要がある。

　　　　ａ　地理的領域外の火山による降下火砕物の影響評価

　　　　　地理的領域外の火山による影響評価は、降下火砕物の影響評価を行う。降下火砕物は主に火山灰である。降下火砕物以外の火山事象は地理的領域外に影響を及ぼすとは認められず、他方で、降下火砕物は地理的領域外にも影響を及ぼすと認められるため、地理的領域外については、降下火砕物の影響評価が必要となる。降下火砕物の堆積量（厚さ）の設定は、原子力発電所又はその周辺で確認された降下火砕物の最大堆積量（厚さ）を基に評価する。

　　　　b　地理的領域内の火山による火山事象の影響評価

　　　　　地理的領域内で将来の活動可能性かあると評価された火山については、地理的領域外の火山による降下火砕物の影響評価に加え、設計対応可能な火山事象による影響を評価する。

　　　　　各影響を評価するに当たっては、事業者において、原子力発電所が存在する立地周辺の地質調査や文献、数値シミュレーション等から、設計対応可能な火山事象の影響の程度を認定し、その各事象に対する設計対応や運転対応を定め、原子力規制委員会において、その妥当性を審査する。

　　　　　影響評価は、立地評価時の地質調査や文献等から、設計対応可能な火山事象の原子力発電所の運用期間中における当該サイトヘの影響の程度を評価することが求められるのであり、理由なく過去の当該サイトヘの影響実績を超えた火山事象に対する設計を求めるものではない。

　　　(イ)　影響評価のうち降下火砕物についての火山ガイドの定め

　　(1)　降下火砕物の影響

　　　　　（a）直接的影響

　　　　　　　降下火砕物は、最も広範囲に及ぶ火山事象で、ごくわずかな火山灰の堆積でも、原子力発電所の通常運転を妨げる可能性がある。降下火砕物により、原子力発電所の構造物への静的負荷、粒子の衝突、水循環系の閉塞及びその内部における磨耗、換気系、電気系及び計装制御系に対する機械的及び化学的影響、並びに原子力発電所周辺の大気汚染等の影響が挙げられる。

　　　　　　　降雨･降雪などの自然現象は、火山灰等堆積物の静的負荷を著しく増大させる可能性がある。火山灰粒子には、化学的腐食や給水の汚染を引き起こす成分（塩素イオン、フッ素イオン、硫化物イオン等）が含まれている。

　　　　　(b)　間接的影響

　　　　　　降下火砕物は広範囲に及ぶことから、原子力発電所周辺の社会インフラに影響を及ぼす｡この中には、広範囲な送電網の損傷による長期の外部電源喪失や原子力発電所へのアクセス制限事象が発生しうることも考慮する必要がある。

　　(2)　降下火砕物による原子力発電所への影響評価

　　　　降下火砕物の影響評価では、降下火砕物の堆積物量、堆積速度、堆積期間及び火山灰等の特性などの設定、並びに降雨等の同時期に想定される気象条件が火山灰等特性に及ぼす影響を考慮し、それらの原子炉施設又はその付属設備への影響を評価し、必要な場合には対策がとられ、求められている安全機能が担保されることを評価する。

　　(3)　確認事項

　　　　　（a）　直接的影響の確認事項

　　　　　　  ①　降下火砕物堆積荷重に対して、安全機能を有する構築物、系統及び機器の健全性が維持されること｡

　　　　　　  ②　降下火砕物により、取水設備、原子炉補機冷却海水系統、格納容器ベント設備等の安全上重要な設備が閉塞等によりその機能を喪失しないこと。

　　　　　　  ③　外気取入口からの火山灰の侵入により、換気空調系統のフィルタの目詰まり、非常用ディーゼル発電機の損傷等による系統・機器の機能喪失がなく、加えて中央制御室における居住環境を維持すること。

　　　　　　  ④　必要に応じて、原子力発電所内の構築物、系統及び機器における降下火砕物の除去等の対応が取れること。

　　　　　(b)　間接的影響の確認事項

　　　　　　原子力発電所外での影響（長期間の外部電源の喪失及び交通の途絶）を考慮し、燃料油等の備蓄又は外部からの支援等により、原子炉及び使用済燃料プールの安全性を損なわないように対応が取れること。

　　　エ　本件発電所の立地評価

　　　　相手方は、次のとおり、本件発電所の立地評価をした。

　　　(ア)　本件発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出

　　　　　本件発電所は、四国北西部に細長く延びる佐田岬半島の付け根付近の瀬戸内海側に位置する。山口県の内陸部から大分県の国東半島、別府湾沿岸へと火山フロント（帯状の火山分布の海溝（睦のプレートに海のプレートが沈み込む部分）側の境界を結ぶ縁）が連なるが、本件敷地は、火山フロントから南東に大きく離れており、本件敷地を中心とする半径50km内に第四紀火山や第四紀火山岩類は分布しない。本件敷地の地理的領域内には42の第四紀火山が分布し、これらのうち完新世に活動を行った火山は、本件敷地との距離が近いものから順に、ａ鶴見岳（本件敷地との距離85km）、ｂ由布岳（同89km）、ｃ九重山（同108km）、ｄ阿蘇（阿蘇カルデラ、阿蘇山、根子岳及び先阿蘇、同130km）、ｅ阿武火山群（同130km）である。これらの５火山は本件発電所に影響を及ぼし得る火山であることから、本件発電所の運用期間中の活動可能性を考慮することとした。

　　　　　また、完新世に活動を行っていない火山については、文献調査結果を基に、当該火山の第四紀の噴火時期、噴火規模及び活動の休止期間を示す階段ダイヤグラムを作成し、将来の活動可能性の有無を評価した。完新世に活動を行っていない火山のうち、ｆ姫島（本件敷地との距離65km）、ｇ高平火山群（同89km）は活火山ではないものの、火山活動が終息する傾向が明確ではなく、将来の火山活動の可能性が否定できないため、本件発電所に影響を及ぼし得る火山として抽出した。残りの35火山は、いずれも活動年代が古く、最新活動からの経過期間か過去の最大休止期間より長いことなどから、将来の活動可能性はないものと評価し、個別評価の対象外とした。（調査４～11）

　　　(イ)　抽出された火山の火山活動に関する個別評価

　　　　ａ　鶴見岳

　　　　　鶴見岳は大分県の別府湾西岸に位置する標高1375ｍの成層火山（同一の火口から噴火を繰り返すことにより、火口の周囲に溶岩と火山破屑物とが交互に積み重なり．それが層をなして火山体を形成する火山）であり、約９万年前以前から活動を開始し、現在も噴気活動が認められる。南北５kmにわたり連なる溶岩ドーム（噴火によって溶岩が火口から地表に出て固まり、丘状に盛り上がったもの。）の最南端に位置する鶴見岳は厚い溶岩流の累積からなり、北端の伽藍岳には強い噴気活動がある。完新世で最大規模の噴火は１万0600～7300年前の鶴見岳山頂溶岩噴火（溶岩主体の噴火と推定される。）で噴出量は0.15k㎥とされている。鶴見岳を起源とする大規模火砕流は知られておらず、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。（調査４～5）

　　　　b　由布岳

　　　　　由布岳は大分県の鶴見岳西方に位置する標高1583ｍの成層火山であり、約９万年前より古い時代から活動を開始し、最新噴火は2000～1900年前とされている。白布岳は数個の熔岩ドーム及び山頂溶岩（山頂部の火口から地表に流れ出た溶岩が冷えて固まったもの。）からなり、約2000年前に規槙の大きな噴火活動（以下「２ka噴火」という。）が発生したが、その後有史から現在に至るまで噴火活動は起きていない。完新世以前の噴火規模についての報告はなく、完新世で最大規模の噴火は２ka噴火で噴出量は0.207k㎥とされている｡由布岳の山麓には２ka噴火に伴う火砕流堆積物が分布するが、由布岳を起源とする大規模火砕流は知られておらず、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。また、２ka噴火に伴う火山灰（以下「由布岳１火山灰」という。）は、厚さ数cmで別府湾に降下・堆積しており、その体積は0.05k㎥とされている。 (乙11-6-8-5～6）

　　　　ｃ　九重山

　　　　　九重山は由布岳と阿蘇山の間の大分県西部に東西15kmにわたって分布する20以上の火山の集合であり、最高峰は中岳（標高1791ｍ）である。約20万年前以降に活動し、最新噴火は1996年である。火山の多くは急峻な溶岩ドームで山体の周囲を主に火砕流から成る緩傾斜の裾野が取り巻く。九重山を起源とする最大規模の火砕流は、約８～７万年前に噴出したと推定される飯田火砕流であり、その堆積物は、大分県から熊本県にかけての地域に分布し、最大層厚約200m、推定分布面積約150km、推定体積は約５k㎥と見積もられている。

　　　　　これらの火砕流堆積物の分布は九州内陸部に限られ、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。また、九重山は、完新世にも頻繁にマグマを噴出しており、マグマを出した最後の活動として約1700年前に溶岩ドームか形成されているか、本件敷地から遠く離れており、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。（乙６-８-６～７）

　　　　ｄ　阿蘇

　　　　　阿蘇カルデラは熊本県東部で東西約17km、南北約25kmのカルデラである。阿蘇カルデラ周辺の火山としては、カルデラの中央部に阿蘇山が、東側に根子岳が位置し、縁辺部に先阿蘇（カルデラの形成が始まる以前（約30万年前）に現在の外輪山などを形成した火山群）の火山岩類が分布する。阿蘇山は、高岳（標高1592m）、八中岳（標高1506ｍ）等の東西方向に連なる成層火山からなる火山群であり、根子岳（標高1433m）は、開析（侵食作用によって地表が削られる現象）の進んだ成層火山である。

　　　　　阿蘇カルデラでは、①約27万～約25万年前（噴出体積50k㎥、

VEI６）、②約14万年前（噴出体積50k㎥、VEI６）、③約12万年前（噴出体積150k㎥、VEI７）、④約９万年前～約8.5万年前（噴出体積600k㎥、VEI７）にそれぞれ火砕流及び降下火砕物を噴出した噴火が認められる（古いものから順に、以下「阿蘇１噴火」「阿蘇２噴火」「阿蘇３噴火」「阿蘇４噴火」という。）。現在の阿蘇カルデラは、阿蘇１噴火から阿蘇４噴火までの４回の大噴火によって形成されたものとされている。阿蘇１ないし４噴火のうちでは、阿蘇４噴火の噴火規模が突出して大きい。

　　　　　阿蘇１噴火及び阿蘇２噴火による火砕流堆積物は、大分県西部並びに熊本県北部及び中部の広い範囲に、阿蘇３噴火による火砕流堆積物は、大分県西部及び中部並びに熊本県北部及び中部の広い範囲に、阿蘇４噴火による火砕流堆積物は、九州北部及び中部並びに山口県南部の広い範囲に分布する。

　　　　　ところで、日本第四紀学会編「日本第四紀地図」（1987）及び町田・細井（2011）は、阿蘇４噴火による火砕流堆積物の到達範囲を推定し、本件敷地の位置する佐田岬半島まで到達した可能性を示唆しているが、その分布（実際に堆積物が確認される範囲）は方向によって偏りがあり、佐田岬半島において阿蘇４噴火による火砕渡堆積物を確認したとの知見はない。

　　　　　佐田岬半島では、段丘面（海岸や湖岸あるいは川岸に沿って平坦面と急崖か階段状あるいは台地状を成す地形を段丘といい、平坦面を段丘面、急崖を段丘崖という。）の発達が全般的に悪いものの、狭小な海成段丘（過去の海岸部の平野が相対的に隆起して形成された段丘地形）が沿岸部に点在しているところ、地表調査結果によると、佐田岬半島に点在するＭ面（中位段丘面、約13～６万年前に海や川の作用によって形成された段丘面）の段丘堆積物を覆う風成層（風の作用によって、岩石の細片、砂、粘土、火山灰などが睦上に堆積してできた地層）は、阿蘇４噴火によるテフラ（火山灰、軽石、スコリア（塊状で多孔質のもののうち暗色のもの）、火砕流堆積物、火砕サージ堆積物等の総称）が混在するものの、阿蘇４噴火による火砕流堆積物は確認されず、中位段丘に阿蘇４噴火による火砕流堆積物が保存されている山口県とは状況を異にする。また、佐田岬半島西端部の阿弥陀池、佐田岬半島中央部の伊方町高茂、佐田岬半島付け根部の八幡浜市川之石港は、堆積条件のよい低地あるいは盆地であって、阿蘇４噴火による火砕流堆積物が保存されやすいと考えられるのに、上記各地でのボーリング調査によっても、阿蘇４噴火による火砕流退積物は確認されない。

　　　　　相手方が、本件審査の過程で、阿蘇カルデラから東方（本件敷地方向）への火砕流のシミュレーション評価（解析ソフト「TITAN2D」を使用）を実施し、本件敷地への影響を検討したところ、阿蘇４噴火による火砕堆積物の想定体積200k㎥を上回る320k㎥を本件発電所に近いカルデラ東縁のみに配置したシミュレーションの結果においても、火砕流堆積物が四国までは到達しないとの結果が得られている。

　　　　　本件発電所と阿蘇カルデラの距離（約130km）、その間の地形的障害（佐賀関半島、佐田岬半島）により、阿蘇４噴火による火砕流は本件敷地まで到達していないものと考えられる。また、各種文献による現在のマグマ溜まりや噴火活動の状況は巨大噴火直前の状態ではないことなどから、阿蘇において本件発電所の運用期間中に阿蘇４噴火のような巨大噴火が発生することはないと考えられる。したがって、阿蘇の巨大噴火が本件発電所の運用期間中に本件発電所に影響を及ぼすことはない。

　　　　　巨大噴火の最短の活動間隔（阿蘇２噴火と阿蘇３噴火の間の約２万年）は、最新の巨大噴火である阿蘇４噴火からの経過時間（約９万年前～約8.5万年前）よりも短い。

　　　　　阿蘇４噴火以降の活動としては、約９万年前以降に阿蘇山が噴火活動を開始し、溶岩や火砕物を噴出する小規模噴火の繰り返しにより形成された火山体とともに、降下軽石を主体とする噴火が複数回認められ、現在の阿蘇山の活動は、多様な噴火様式の小規模噴火を繰り返していることから、後カルデラ火山噴火ステージと判断される。

　　　　　また、阿蘇カルデラの地下構造に関する知見から考えられる現在のマグマ溜まりは、巨大噴火直前の状態のものとは認められない。

　　　　　以上のことから、本件発電所運用期間中の噴火規模としては、後カルデラ火山噴火ステージである阿蘇山での既往最大噴火規模を考慮するが、阿蘇山での既往最大噴火は阿蘇草千里が浜噴火（約3.1万年前）であり、その噴出物量は約2.39k㎥であって、阿蘇山起源の火砕流堆積物の分布は阿蘇カルデラ内に限られ、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。

　　　　　なお、先阿蘇は約80万年前～約40万年前の間に、根子岳は約14万～約12万年前の間に活動が認められるが、活動年代が古いこと等から、いずれの火山も本件発電所に影響を及ぼすことはない。（調査７～10、乙146、290）

　　　　ｅ　阿武火山群

　　　　　阿武火山群は山ロ県の日本海側に位置する約40の小火山体から構成される火山群である。約80万年前～釣１万年前まで活動し、最新噴火は8800年前であり、190万年前～150万年前には先阿武火山活動があったとされる。

　　　　　阿武火山群における約80万年前以降の火山活動の噴出量は約2.9k㎥、噴火規痕（溶岩の体積）は0.001～0.75k㎥とされているところ、阿武火山群は小規模な溶岩噴出を主体とし、阿武火山群を起源とする大規模火砕流や広域火山灰は知られていないし、本件敷地から遠く離れていることもあって、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。（乙11-６-８-10～11）

　　　　ｆ　姫島

　　　　　姫島は．大分県北東部国東半島の北方約４km沖の周防灘に位置する東西約７km、南北約３kmの細長い島であり、標高267ｍの矢筈岳を最高峰とする火山群である。姫島を起源とする大規模火砕流は知られておらず、本件原子炉施設に影響を及ぼすことはない。

　　　　　また、姫島の活動時期は約30万年前～10万年前とされている。全活動期間の約20万年間に７回以上の活動があり、平均活動間隔は数万年程度であるのに対して、最新活動から約10万年が経過していることなどを踏まえれば、本件発電所の運用期間中に噴火する可能性はない。（乙11-６-８-11～12）

　　　　ｇ　高平火山群

　　　　　高平火山群は鶴見岳と同じ位置にある古い火山群であり、新しい鶴見岳によって覆われている。少なくとも約９万年前以降は鶴見岳が活動している。したがって、その活動は鶴見岳に包含されているものと評価する。（乙11-６-８-５）

　　　(ウ)　立地評価

　　　　　火砕物密度流については、個々の火山における過去の火砕流堆積物の分布が九州又は山口県の内陸部に限定されていることから、本件発電所に影響を及ぼす可能性はない。溶岩流、岩屑なだれ、地滑り及び斜面崩壊については、いずれの火山も本件敷地から50km以遠に位置すること、新しい火口の開口及び地殻変動については、本件敷地は山口県から別府湾に至る火山フロントから十分な離隔があることから、いずれも問題となるものではない（乙11-６-８-12）。

　　　　　したがって、本件原子炉施設に影響を及ぼし得る火山による設計対応不可能な火山事象は．本件敷地への到達はないから、その立地に問題はない。

　　　オ　本件発電所の影響評価

　　　　相手方は、鶴見岳、由布岳、九重山、阿蘇及び阿武火山群の５つの火山について、これらの火山が噴火した場合、原子力発電所に影響を与える可能性のある火山事象ごとに影響評価をした。

　　　　そして、①降下火砕物、②火山性土石流、火山泥流及び洪水、③火山から発生する飛来物（噴石）、④火山ガス、⑤津波及び静振、⑤大気現象、⑦火山性地震とこれに関連する事象、⑧熱水系及び地下水の異常につき、文献調査、地質調査等の結果から、いずれも原子力発電所への影響はないと評価した（乙11-６-８-１～19）。

　　　　このうち、相手方がした降下火砕物の影響評価の内容は、概ね次のとおりである。

　　　(ア)　降下火砕物の最大層厚

　　　　　降下火砕物については、上記エで抽出した５火山（ａ～ｅ）の発電所運用期間中の活動可能性を考慮し、発電所の安全性に影響を与える可能性について検討することとしたが、その際、地理的領域外の火山も含めて検討することとした。

　　　　　本件敷地付近では、地理的領域内にある阿蘇カルデラを起原とする降下火砕物のほか、地理的領域外にある南九州のカルデラ火山（加久藤カルデラ、姶良カルデラ、阿多カルデラ及び鬼界カルデラ）を各起源とする降下火砕物も降下したとされている。もっとも、本件敷地南東にある宇和盆地中心部におけるボーリング調査の結果、厚さ5cmを超える降下火山灰は、いずれも九州のカルデラ火山（阿蘇、加久藤、姶良．阿多、鬼界）を起源とする広域火山灰であるところ、地下構造に関する文献調査によると．現在の九州のカルデラ火山のマグマだまりは巨大噴火直前の状態にはないため、発電所運用期間中に同規模の噴火の可能性は十分低く、これらを起源とする降下火砕物が本件敷地に影響を及ぼす可能性は十分に小さい。

　　　　　一方、地理的領域内にある火山による降下火山灰の等層厚縮図としては、九重山を給源とする九重第一軽石（約５万年前）と阿蘇山を給源とする草千里ケ浜軽石（約3.1万年前）が示されているところ、前者については、東南東方向に広い分布を示し、火山灰の堆積物が四国南西端の高知県宿毛市で確認されているのに対し、後者については、阿蘇山を中心とする同心円状の分布を示し、四国における堆積の報告は見られない。

　　　　　そして、①九重第一軽石の四国における堆積をめぐる文献調査によると、宿毛市における地質調査の結果、厚さ20cmの九重第一軽石を確認できるが、水流による再堆積層と判断でき、九重第一軽石そのものの層厚は10cmであり、その噴出量は2.03k㎥と見積もられることが示されていること、②上記ボーリング調査の結果、宇和盆地中心部には、Kkt火山灰（約33万年前の加久藤カルデラの噴火による火山灰）以降の主要な広域火山灰（阿蘇１ないし４、姶良、阿多等）が全て含まれているのに、九重第一軽石と対応する火山灰層が認められないこと、③九重第一軽石の分布の長幼は四国南西端方向であることなどから、本件敷地における九重第一軽石の火山灰の降下厚さはほぼ0cmと評価される。

　　　　　また、九重第一軽石と同等の噴火（噴出量を上記のとおり2.03k㎥とする。）が起こったときに、現在の気象条件を考慮して本件敷地にどのような降灰が想定されるかを降下火山灰シミュレーションにおいても検討したところ、偏西風がほぼ真西で安定する季節は本件敷地における降下厚さはほぼOcmと評価され、風向きによっては本件敷地において降下火山灰が想定されるものの、その厚さは数cmにとどまる。

　　　　　もっとも、相手方は、審査の過程において、原子力規制委員会から、シミュレーションによる降下火砕物の厚さと既往文献による火山灰等層厚線図との整合性を検討して評価することを求められたことから、噴出量の想定を6.2k㎥に変更して改めてシミュレーションを行った。その結果、偏西風がほぼ真西で安定する季節は降下厚さはOcm～数cmと評価されるものの、風向きによっては降下厚さが最大14cmとなった。

　　　　　以上のことから、相手方は、影響評価の前提となる降下火砕物の層厚を15cmと想定することとした。

　　　　　相手方は、火山ガイドを踏まえた評価とは別に、平成20年頃より四国北西部における降下火山灰の厚さに関する研究を独自に進めており、その一環である降下火山灰厚さの確率論的評価に係る研究結果（乙149）を踏まえても、本件原子炉施設で想定する降下火砕物の厚さは妥当であることを確認した。すなわち、相手方は．平成20年に本件敷地から南東方向約15kmに位置する愛媛県宇和盆地において実施したボーリング調査により、長さ120mのコアを取得して、過去約70～80万年間に堆積した地層中に、九州地方の火山を起源とする主要な広域火山灰を含む60枚以上の火山灰層を確認した。また、このボーリングコアには、四国西部に降下したとされるKkt火山灰以降の主要な広域火山灰層12枚が全て含まれており、Kkt火山灰以降に40枚の火山灰層が含まれることから、独自の研究によって把握したこれまで知られていない多数の火山灰層を含めても四国北西部への火山灰の降下頻度が1.2枚/万年と低頻度であることを確認した上で、VEI６クラスやVEI７クラスの噴火による降下火山灰を含めた解析を行い、ある層厚以上の火山灰が今後１年間に降下する確率（年超過確率）を算出した結果、宇和盆地において、年超過確率10-4に相当する火山灰層厚は２cm以上であり、本件発電所において考慮する降下火砕物の厚さ15cmの年超過確率は10-４～10-５であるが、これは、原子力規制委員会によって設計基準事故の定義が10-3/年～10-4/年、程度の発生頻度の状態との考えが示されていること（乙150）を踏まえれば、設計上考慮すべき火山事象として妥当な水準であることを確認した。（乙11-６-８-13～17、乙31-65～60

　　　(イ)　降下火砕物の大気中濃度

　　　　　相手方は、アイスランド共和図南部のエイヤヒャトラ氷河で平成22年４月に発生した火山噴火地点から約40km離れたヘイマランド地区における大気中の降下火砕物浚度（24時間観測ピーク値）の観測値（以下「ヘイマランド観測値」という。）3241µg/㎥を大気中濃度として想定した。これは、当該試算に用いる降下火砕物の大気中濃度については、①噴火の規模がある程度大きいこと、②火口から観測点までの距離が本件原子炉施設と評価対象となる九重山との距離（約108km）と比較的似ていること、③地表レベルで観測されていることなどが条件として考えられるところ、上記観測値は、①VEI４以上の大規模噴火であること、②噴火口より約40km程度離れたヘイマランド地区での観測値であり、本件原子炉施設と評価対象となる九重山との距離に比べると近くなるため、保守的な値として用いることが可能であること、③地表レベルで観測された大気中濃度であることから、これらの条件に照らして適切であると評価した。

　　　(ウ)　降下火砕物に対する安全性の確保

　　　　　相手方は、降下火砕物の特徴等を踏まえ、降下火砕物による直接的影響と間接的影響を考慮し、本件原子炉施設の安全性が損なわれないよう安全対策を講じた（乙11-8-1-344～358、乙13-67～68）。

　　　　　このうち、直接的影響については、次の対策を講じている。

　　　　a　降下火砕物の荷重に対しては、降下堆積物が堆積し難い設計又は施設の許容荷重が降下火砕物による荷重に対して安全裕度を有することにより、構造健全性を失わず安全機能を損なわない設計としていること

　　　　ｂ　降下火砕物による化学的影響（腐食）、水循環系の閉塞、内部における摩耗等により安全機能を損なわない設計としていること

　　　　ｃ　外気取入口からの降下火砕物の侵入による機械的影響（閉塞）を考慮して、非常用ディーゼル発電機及び換気空調設備の外気取入口については、開口部を下向きの構造にするとともに、フィルタを設置して降下火砕物が内部に侵入しにくい設計とすること

　　　　ｄ　降下火砕物を含む空気の流路となる配管や弁については形状等により降下火砕物が流路に侵入しにくい設計とし、また、侵入した場合でも閉塞しにくい設計としていること

　　　　　一方、間接的影響については、降下火砕物が送電設備の絶縁低下を生じさせることによる広範囲にわたる送電網の損傷による外部電源喪失及び発電所外での交通の途絶によるアクセス制限に対し、原子炉の停止並びに停止後の原子炉及び使用済燃料ピットの冷却に係る機能を担うために必要となる電源の供給が非常用ディーゼル発電機により継続できる設針とすることにより、安全機能を損なわない設計としている。

　　　(エ)　非常用ディーゼル発電機への影響

　　　　ａ　非常用ディーゼル発電機の外気取入口（吸気消音器）には吸気フィルタ（粒径120µm以上において約90％捕獲）を設置し、下方向から吸気する構造であることから、降下火砕物により容易に吸気フィルタが閉塞するとは考えられないか、万が一、閉葱した場合には、フィルタ交換・清掃を行う必要がある。

　　　　　この吸気フィルタの閉塞までに要する時間を．ヘイマランド観測値3241µg（＝3.241mg＝0.003241g）/㎥を用いて試算した結果、約19.8時間となった。

　　　　　  ①　フィルター容量（g/㎡）　1,000

　　　　　  ②　フィルター表面積（㎡）　3.27

　　　　　  ③　フィルター捕集量（①×②、g）　3,270

　　　　　  ④　降下火砕物大気中濃度（g/㎥）　0.003241

　　　　　  ⑤　ディーゼル吸気量（㎥/h）　51.000

　　　　　  ⑥　フィルター閉塞時間（③÷（④×⑤）、h）19.78329129

　　　　　  この吸気フィルタの交換は複雑な作業は必要でないことから、相手方は、要員３～５名で約１時間程度の作業を見込んでいる上、非常用ディーゼル発電機は２系統設置しているから、必要に応じて片方の系統を停止してフィルタ交換を行うことが可能である。

　　　　ｂ　また、吸気フィルタに捕集されなかった粒径の小さな降下火砕物が非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入する可能性があるが、吸気フィルタを通過した降下火砕物は、過給機（内燃機関に圧縮空気を送り、より多くの酸素を取り込むことでより高い燃焼エネルギーを得るための補助装置）、空気冷却器（過給機の圧縮により温度が上がった空気を冷却する熱交換器）に侵入するものの、機器の間隙は非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入する降下火砕物の粒度（＋数µm程度）に比べて十分大きい（過給機の狭隘部は0.37mm＝370μm、空気冷却器の狭隘部は2.36mm＝2360μm）ことから、これらの機器が閉塞する可能性はない。そして、吸入された降下火砕物は、空気とともにシリンダ内へ送られ、大半は排気ガスとともに外気に排出される。

　　　　　シリンダライナとビストンリングとの間隙（数μ～十数μ）は非常に狭いため、ここに降下火砕物が入り込むことはほとんどなく、仮にこの間隙に入り込んでもビストンリングとシリンダライナとの接触により破砕され、ピストンリングとシリンダライナとの間に流れている潤滑油（運転中の抵抗を低減するために、常にピストンリングとシリンダライナの間隙に注入している｡）ととともにクランクケース（クランクシャフト（ピストンの往復運動を回転力に変えるための軸）が納められる箱状の部品）内へ降下する。

　　　　　降下火砕物は、破砕しやすく硬度か小さい（モース硬度（鉱物の硬さを表す尺度の一つで、予め設定した基準鉱物と当該物質を引きかき合わせ、傷がつく方を柔らかく、硬度が小であるとするもの）で５程度）のに対し、シリンダライナ及びピストンリングは、ブリネル硬さ（超硬合金球を圧子として当該物質に押し付け、生じた窪みの表面積で荷重を割った量で当該物質の硬さを求めるもの）230程度の耐摩耗性を有する鋳鉄材であることなどから、降下火砕物に摩耗が生じる可能性は小さく、容易に運転へ影響を及ぼすことはない。

　　　カ　原子力規制委員会による審査結果

　　　(ア)　本件発電所の立地評価

　　　　　原子力規制委員会は、相手方が実施した本件発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出は、階段ダイヤグラムの作成等により過去の火山活動履歴を評価して行われていることから、火山ガイドを踏まえていること、相手方が実施した本件発電所の運用期間における火山活動に関する個別評価は、活動履歴の把握、地球物理学的手法によるマグマ溜まりの存在や規模等に関する知見に基づいており、火山ガイドを踏まえていることを確認するとともに、相手方が本件発電所の運用期間に設計対応不可能な火山事象が本発電所に影響を及ぼす可能性は十分に小さいと評価していることは妥当であると判断した。

　　　(イ)　本件発電所の影響評価

　　　　　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よる降下火砕物の厚さと既往文献による火山灰等層厚線図との整合性を検討して評価するよう求め、これに応じた相手方から、噴出量を6.2k㎥とするケースで行った降下火山灰シミュレーションに基づく影響評価を受けた。その結果、原子力規制委員会は、相手方が実施した設計対応不可能な火山事象以外の火山事象の影響評価につき、文献調査、地質調査等により、本件発電所への影響を評価するとともに、数値シミュレー-ションによる降下火砕物の検討も行っており、火山ガイドを踏まえているとした。（乙13-63～71）

 

3　争点

 

　　(1)　司法審査の在り方（争点１）

　　(2)　新規制基準の合理性に関する総論（争点2）

　　(3)　新規制基準の合理性に関する各論（争点３）

　　ア　基準地震動策定の合理性（争点３の(1)）

　　イ　耐震設計における重要度分類の合理性（争点３の(2)）

　　ウ　使用済鴎料ピット等に係る安全性（争点３の(3)）

　　エ　地すべりと液状化現象による危険性（争点３の(4)）

　　オ　制御棒挿入に係る危険性（争点３の(5)）

　　カ　基準津波策定の合理性（争点３の(6)）

　　キ　火山事象の影響による危険性（争点３の(7)）

　　ク　シビアアクシデント対策の合理性（争点３の(8)）

　　ケ　テロリズム対策の合理性（争点３の(9)）

　　(4)　保全の必要性（争点４）

　　(5)　担保金の額（争点５）

 

第３　争点に関する当事者の主張

 

　１　争点１（司法審査の在り方）

 

　　　次のとおり補足するほか、原決定の「理由」中「第３　争点に関する当事者の主張」の１記載のとおりであるから、これを引用する。

　　（抗告人ら）

　　　相手方が疎明すべき原発の安全性につき、原決定は、原子炉等規制法は、「最新の科学的技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害を想定した発電用原子炉施設の安全性の確保を求めるもの」としており、原発の安全性については、「最新の科学的技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害に対して事故が起こらないようにするという程度の安全性」と考えていることが読み取れる。

　　　しかし、このような考え方は、科学の不確実性を十分に踏まえたものとは言い難い。福島第一原発事故で明らかになったのは、地震や津波をはじめとする自然科学については．不確実性が大きく、常に「想定外」の巨大な災害が起こり得るということだったはずである。このような国だからこそ、設置法で「事故の発生を常に想定し」（同法１条）との文言が用いられ、原子炉等規制法１条で「原子炉の設置及び運転等に関し、大規模な自然災害…（略）…の発生も想定した必要な規制を行」うことが明記されたのである。以上の福島第一原発事故の発生、これを受けた法改正及び福島第一原発事故事故後の社会通念の変化に鑑みると、原子炉等規制法１条の「大規模な自然災害」及び４号要件の「災害の防止上支障がない」とは、「どのような異常事態が生じても、発電用原子炉施設内の放射性物質が外部の環境に放出されることは絶対ない」という絶対的安全性までは要しないとしても、社会科学的見地から、「福島第一原発事故のような深刻な事故が２度と起こらない」と通常人が考える程度の安全性を備えていることを要すると解すべきである。

　　　この「万が一にも起こらない」「２度と起こらない」という文言は、論理的、科学的意味での絶対性、すなわち確率論として100％発生しないということを意味するものではなく、あくまでも社会科学的意味合いとしての「万が一」性であり、社会科学的見地を踏まえた通常人をして、「ここまで対策をしていれば万が一にも災害は起こらないだろう」と思わしめる程度の安全性を求めるものである。これは、ドイツの原発訴訟において福島第一原発事故以前から採用されていた「残余リスク」の考え方と類似したものといえる。「残余リスク」とは、人間の認識能力の限界からして、それ以上は排除することができないような危険性をいい、残余リスクを認めるということは、この程度のリスクであれば社会として受容せざるを得ないという考え方である。

　　　以上を深層防護の観点からみれば、東北地方太平洋沖地震に伴う福島第一原発事故の反省を踏まえて「大規模な自然災害」の発生も想定した必要な規制を義務付ける原子炉等規制法の趣旨は、「合理的に予測される範囲を超える大規模な自然災害」についても深層防護の第３層までで想定し、これへの対処を可能な限り確実なものとして、「合理的に予測される範囲を超える大規模な自然災害」による原発事故のリスクを可及的に回避することを要求するものというべきである。

　　　「考え方」は、「絶対的安全性」とは「絶対的に災害発生の危険がない」という意味であるとした上で、このような意味での絶対的安全性が達成・要求不可能であることだけを根拠として、相対的安全性、とりわけ、従来の裁判例で用いられてきたような程度の低い安全性を許容するかのように述べている点で、論理に飛躍がある。

　　　（相手方）

　　　「現時点における我が国の社会が容認する原子炉施設の安全性の水準」は、科学技術の利用における発電用原子炉施設について、最新の科学的、専門技術的知見を踏まえ、社会が容認できる程度に、深刻な災害が発生する可能性を極めて低くするように管理されていると認められる水準であり、こうした安全性の考え方と「考え方」に示される「相対的安全性」の考え方と同趣旨のものであると考えられる。これを「地震」を含む自然災害についていえば、福島第一原発事故を踏まえて改訂された原子炉等規制法の目的及び趣旨からすれば、原子炉等規制法は、「最新の科学的、専門技術的知見を踏まえて合理的に予測される規模の自然災害」を想定した安全性の確保を求めるものと解される。

　　　この「合理的に予測される」とは、原子力発電所の自然的立地条件に照らして科学的、技術的見地から十分に保守的な想定がなされ、これを超えるような事象は合理的には考え難いレベルのものであり、これを具体的に想定したものが基準地震動や基準津波である。一方、科学的、技術的見地からは発生する可能性が極めて小さいような自然災害や自然的立地条件の異なる地点で発生した自然災害は、合理的に予測し得る自然災害とはいえない。

 

２　争点２（新規制基準の合理性に関する総論）

 

　　次のとおり補足するほか、原決定の「理由」中「第３　争点に関する当事者の主張」の２記載のとおりであるから、これを引用する。

　　　（抗告人ら）

　　(1)　新規制基準の手続的問題点

　　　ア　原子力規制委員会の独立性の欠如

　　　　原決定は、設置法７条７項３号４号の各欠格事由は、現に原子力事業者の役員や従業者にあることを指すとし、原子力規制委員会の委員長又は委員において、かつて原子力事業者の役員や従業者であったという経歴を有するからといって．直ちに中立公正な立場で独立して職権を行使することが類型的に期待できないとは限らないと判示する。

　　　　しかし、原子炉等規制法の制定後に策定されたガイドライン（甲Ｅ7）は、「法律上の欠格要件に加えて欠格要件とする事項」として、「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」を挙げているところ、①更田豊志（平成24年９月就任｡）は、委員候補者となった当時、独立行政法人日本原子力研究開発機構（高速増殖炉もんじゅを設置し、東海再処理工場を保有する原子力事業者）の副部門長の職にあり、②中村佳代子（平成24年９月就任、平成27年９月退任）は．公益社団法人日本アイソトープ協会（研究系・医療系の放射性物質の集荷・貯蔵・処理を行っている｡）のプロジェクト主査であり、委員５名中２名に欠格事由があることから、原子力推進機関ないし原発関連事業からの独立性が確保されていると言えないことは明らかであり、そのような規制委員会が策定した新規制基準には、策定手続上の瑕疵があるというほかない、

　　　イ　福島第一原発事故の原因究明が途上にあること

　　　　原決定は、新規制基準検討チーム、地震津波基準検討チーム等において、①国会、②政府、③民間、④東京電力の４つの事故調査委員会がそれぞれ原因究明等を行って取りまとめた事故調査報告書を踏まえた検討がなされた上で制定されたものであると判示する。

　　　　しかし、①「国会事故調報告書」（甲Ｃ10・30頁）は、「本事故の直接的原因は、地震及び地震に誘発された津波という自然現象である」として、事故原因は地震にもあることを指摘し、②「政府事故調報告書」（甲Ｅ8）は、地震が直接的な原因であることを否定しつつ、地震による損傷が事故のきっかけとなった可能性を否定しておらず．③民間事故調報告書（『福島原発事故独立検証委員会』）、④東京電力事故調報告書（東京電力『福島原子力事故調査報告書』）、いずれも津波が原因であったとするが、地震が直接の原因となった可能性あるいは地震を契機として事故が起きた可能性を排除する合理的な説明はなされていないのであり．基本的事象が解明されたとはいえない。

　　　　真に福島第一原発事故の教訓を踏まえた安全な規制基準を策定するのであれば、事故原因を究明し、基本的事象を明らかにした上で、新規制基準を策定しなければならない。

　　　ウ　新規制基準が欧米先進各国の基準と比べて緩やかであること

　　　　　原子力規制委員会は．IAEAの安全基準SsＧ-９（甲Ｄ96）のうち、最大潜在マグニチュードの評価については一切採り上げていない。また、米国原子力規制委員会（NRC）の規制指針（RＧ4.7）には「長さ1000フィート（300ｍ）以上の地表断層が５マイル（８km）以内にあるような敷地は原子力発電所としては適さない」と明記されている（甲Ｄ370・564頁）が、日本ではそのような規制はない。

　　　　このように日本における活断層に関する規制基準は、IAEAの安全基準の規定する考慮要素を考慮せず、米国の基準よりはるかに緩やかである。

　　　　仮に原決定の考慮する事項、すなわち「原子力発電所が立地する地域の自然条件、当該自然条件の解析を含む最新の科学的技術的知見及びどの程度の安全性が確保されれば容認するかという社会通念等は国によって様々である」によっても、地震大国である日本における活断層に関する規制が、日本よりはるかに地震の少ない欧米における活断層に関する規制よりも緩やかでよい理由はない。

　　（2）　新規制基準の実体的問題点

　　　ア　立地審査指針違反

　　　　原決定は、「新規制基準は．立地審査指針による審査に代えて、重大事故等の拡大の防止等の措置が取られているかどうかを審査の対象とする方針に改めたものと解するのが相当である。そして、そのような審査の方針の変更は、福島第一原発事故における放射性物質の拡散による被害が立地審査指針の想定よりも遥かに広範囲に及んでしまった事実を踏まえると、一応合理的であると認められる｡」と判示する。

　　　　しかし、この判示は、第１（あるいは第５）の防護階層の要件である立地審査を、第４の防護階層である重大事故等の拡大の防止等の措置の審査で代用することが一応合理的とするものであり、深層防護の不可欠な要素である各防護階層の独立性に明らかに反する。

　　　　福島第一原発事故を教訓とすれば、まず、旧立地審査指針を見直し、福島第一原発事故規模の事故を想定した厳格な指針を策定すること及び規制庁による厳密な運用が必要である。

　　　イ　防災審査の不存在

　　　(ア)　法の要請

　　　　　原決定は、「原子力災害への対策は、原子炉等規制法のみならず、他の法律との連関があって初めて成り立つものであるというべきであるから、原子炉等規制法に基づく審査の基準である新規制基準に原子力災害への対策まで盛り込むことが予定されているとは解されない｡」と判示する。

　　　　　これは、避難計画の実施可能性･実効性（深層防護の第５の防護レベル）が確保されないままに原子炉設置（変更）許可が出されても構わない、つまり、原発事故が起きた場合に人々が避難できなくても構わないとするものである。

　　　　　しかし、国内法の要求としても．IAEA安全基準の要求としても、避難計画の実施可能性・実効性を審査対象とすることは求められているのであり、原決定のような解釈は許されない。

　　　(イ)　抗告人らの人格権侵害との関係

　　　　　抗告人らの住所地（本件原子炉施設からの距離は約60～約100km）について、原子力災害を想定した避難計画は策定されておらず、防災審査も行われていない。

　　　　　これは、避難計画の指針となる原子力災害対策指針（乙409）が、IAEA安全基準を参考に原発から概ね30km圏を緊急時防護措置を準備する区域（UPZ）と定め、避難計画の策定が義務付けられる範囲はその範囲に限定されるからである。

　　　　　しかし、IAEA安全基準がUPZを原発から30km圏と規定したことに根拠はなく（甲Ｅ45、46）、30km圏外の人々の生命健康を守るためには不十分なものであり、避難計画を策定すべき・防災審査をすべき範囲は、公衆被曝限度年１mSvを超える汚染が生じる範囲とすべきである。なぜなら、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（以下「実用炉規則」という。）に基づき原子力規制委員会が定めた核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示（以下「許容線量告示」という。）」２条１項１号は、「周辺監視区域」（人の居住が禁止され、業務上立立ち入りが制限される区域）の外側において、実効総量が年間１mSvを超えないことを求めているからである。

　　　　　そして、公衆被曝限度年１mSvを超える汚染範囲について、福島第一原発事故をみると、原発から250km（群馬県）の地点にまで「0.2～0.5」（単位はμSv/h。なお、環境省によると0.23μSv/hが年間１mSvである。）の汚染が存在する（甲Ｅ47）から、避難計画を策定すべき範囲・防災審査をすべき範囲は、少なくとも原発から250km圏内であり、抗告人ら住所地はこれに含まれる。

　　　　　よって、防災審査の不存在は、抗告人らの人格権侵害の具体的危険を事実上推定するものである。

　　　ウ　放射性廃棄物処理方法審査の不存在

　　　(ア)　法の要請

　　　　　原決定は、放射性廃棄物の問題について、１号要件（「平和の目的以外に利用されるおそれがないこと」）で審査することが予定されていると判示する。

　　　　　しかし、福島第一原発事故後の法改正により環境基本法が放射性物質による環境汚染に適用されるようになり、環境基本法４条は環境の保全につき「環境への負荷の少ない健全な経済の発展を図りながら持続的に発展することができる社会が構築されることを旨とし、及び科学的知見の充実の下に環境の保全上の支障が未然に防がれることを旨として、行わなければならない｡」と規定していることからすると、法は、現在はもとより将来の国民の生命、健康及び財産の保護のみならず、生態系全体への長期的な影響をも考えて、必要な規制を行うことを原子力規制委員会に要請していると考えられる。

　　　　　ところが、新規制基準には、高レベル放射性廃棄物（使用済燃料の再処理にともない再利用できないものとして残る放射能レベルが高い廃棄物）についての規定は存在しない。

　　　　　このように使用済燃料その他の放射性廃棄物が将来にわたって環境に影響を与えないための方策について新規制基準を策定せず、審査を行わないまま再稼働を詐可し新たな放射性廃棄物を生み出すことを認めることは、「国民の生命、健康及び財産の保護、環境の保全」（１条）を目的とする原子炉等規制法の趣旨に反する。

　　　(イ)　抗告人らの人格権侵害との関係

　　　　　　放射性廃棄物処理方法審査の不存在の主張は．本件発電所を稼働することによって社会にもたらされる不利益の大きさや、本件発電所を稼働させる前に整備する必要のある法制度が未整備である実態を指摘するものであり、本件発電所が社会的に許容されない施設であることを主張するものである。

　　　　　つまり、これらの主張は、司法審査において本件発電所に高い安全性が求められることを根拠づける主張であり、抗告人らの人格権侵害の具体的危険が事実上推定されることを主張するものではない。

　　　エ　環境基準等の設定欠如

　　　(ア)　法の要請