ここで、短周期レベルＡについては、過去に発生した地震の地震観測記録の分析により、地震モーメントとの相関か確認されており、壇一男ほか「断層の非一様すべり破壊モデルから算定される短周期レベルと半経験的波形合成法による強震動予測のための震源断層のモデル化」（2001）（乙142、以下「壇ほか（2001）」という。）により内陸地殻内地震に係る地震モーメントから短周期レベルＡの値を導く経験式が提案されているところ、その経験式（内陸地殻内地震の平均像）からのずれ（誤差）はおおむね1/2～２倍の範囲内と考えられる。そして、短周期レベルＡが内陸地殻内地震の断層型によって異なるとの知見（佐藤智美「逆断層と横ずれ断層の違いを考慮した日本の地殻内地震の短周期レベルのスケーリング則」（2010）（乙８、以下「佐藤（2010）」という。）、佐藤智美・堤英明「2011年福島県浜通り付近の正断層の地震の短周期レベルと伝播経路・地盤増幅特性」（2012）（乙９、以下「佐藤・堤（2012）」という。））が得られており、このうち佐藤（2010）によると、逆断層型の地震の短周期レベルＡは、壇ほか（2001）による内陸地殻内地震の平均値より大きく、横ずれ断層型の地震の短周期レベルＡは小さいとされている。また、佐藤・堤（2012）によると、正断層型の地震の短周期レベルＡは、壇ほか（2001）による内陸地殻内地震の平均値より小さいとされている。そうすると、本件原子炉施設敷地周辺で発生する地震の短同期レベルＡは、逆断層型の地震より相対的に小さく、ずれ（誤差）の上限である平均値の２倍程度を超える可能性は極めて低いと考えられるから、短周期レベルＡにおけるずれ（誤差）が、債務者が基準地震動Ssの策定過程において考慮した上記余裕（2.7倍～3.7倍）を超えることはなく、基準地震動Ssを超過する可能性は低いというべきである。

 

　　ウ　基準地震動を超える地震動が発生した事例が５ケースもあるとの主張について

 

　　　　債権者らは．過去10年間で５ケースも基準地震動を超える地震動が発生したことを強調して、債務者の基準地震動の策定が不合理である旨主張するが、本件原子炉施設の敷地周辺は、それらの基準地震動を超える地震動をもたらした地震（基準地震動超過地震）が発生した地域とは地域的な特性が大きく異なっており（基準地震動超過地震が発生した地域は、逆断層型の地震が多い「ひずみ集中帯」（北海道西部から東北日本の日本海側沖合に位置し、東西圧縮の圧縮力が働いていることによる大規模地震の発生が相次いでいる地域）及びその周辺、あるいはプレート境界に近い地域であり、本件原子炉施設敷地周辺と地域的な特性が明らかに異なる。）、本件原子炉施設敷地周辺で同様の地震が発生する可能性は極めて低い。

　　　　また、そもそも基準地震動超過地震のうち、①宮城沖地震（女川原発）、②能登半島地震（志賀原発）、③新潟県中越沖地震（柏崎・刈羽原発）のケースは、旧耐震指針に基づく基準地震動S2を上回る地震動が観測されたものであるから、その後の地震動想定手法の発展を踏まえた改訂耐震指針あるいは現在の新規制基準に基づいて策定された基準地震動が不十分であることを示すものではない。さらに、債務者は、基準地震動超過地震において基準地震動を超過した要因（震源特性、伝播経路特性及び敷地地盤の特性）に関する知見を本件原子炉施設の基準地震動Ssを策定するに当たって適切に反映させており、かかる超過事例が存在することが債務者の基準地震動Ssの不十分さの根拠となるものではない。

　　　　加えて、これらの基準地震動超過地震は、新潟県中越沖地震の柏崎・刈羽原発における地盤被害の点や東北地方太平洋沖地震の福島第一原発における津波による影響の点は格別、いずれの事例においても地震力そのものによって各原子力発電所の高い耐震性を実証しているとみることも可能である。

　よって、債権者らの上記主張は失当である。

 

　　エ　海洋プレート内地震の不考慮について

 

　　　　そもそも、債務者は、本件原子炉施設敷地周辺で発生した海洋プレート内地震の最大規模である宮崎県西部地震と同規模の海洋プレート内地震が発生したとしても、その震源位置から敷地までの距離が十分離れているため、敷地における地震の揺れが建物等に被害が発生するとされている気象庁震度階級震度５弱程度に満たないものと評価し、検討用地震として選定しなかったものであろから、海洋プレート内地震を考慮していないわけではない。

　　　　また、海洋プレート内地震のうちスラブ内地震については、火山フロントの前弧側と背弧側で大きく傾向が異なり、女川原発敷地が位置する前弧側では地震波の伝播経路における減衰が小さく大きな揺れとなるが、本件原子炉施設敷地が位置する背弧側では地震波の伝播経路における減衰が大きく、揺れが急激に小さくなるという特徴を有している。債権者らの主張は、このような地域的な特性（伝播経路特性）を無視したものであり、失当である。

 

　　オ　「閉じ込める」機能の欠陥について

 

　　　　本件原子炉施設は、原子炉から取り出した使用済燃料を貯蔵するための使用済燃料貯蔵設備を備えている。なお、使用済燃料貯蔵設備は、使用済燃料を貯蔵するための使用済燃料ビット及び水温を保つための冷却器・水中の異物を分離するためのフィルタ・溶け込んだ化学物質を吸着するための脱塩塔などの浄化・冷却系統設備から構成されている。

　　　　本件原子炉施設における使用済燃料は、使用済燃料貯蔵設備において、水位・水温等を適切に管理した強固な使用済燃料ピット内において未臨界状態のまま、放射性物質が十分封じ込められた状態で安全に貯蔵されている。また、万一、使用済燃料ビットの冷却機能若しくは注水機能が失われ、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使用済燃料ピットの水位が低下（さらには異常に低下）した場合の対策や電源を喪失した場合の対策も講じており、原子力規制委員会においてその有効性も確認されている。

 　　　したがって、本件原子力発電所における､使用済燃料貯蔵設備の安全性は十分に確保されており、使用済燃料ピット内の使用済燃料が原因となって放射性物質の大規模な放出を伴うような重大事故が生じる具体的危険性はない。

 

　３　火山事象により本件原子炉施設が影響を受ける可能性と人格権侵害又はそのおそれの有無（争点３）について

 

　　（債権者らの主張）

 

　　本件原子炉施設が立地する九州地方におけるカルデラ火山の破局的噴火は、約7300年前の鬼界カルデラの噴火が最後となっているが、破局的噴火の周期が5000～１万6000年に１回程度と考える見解もあること（周期が約９万年に１回とする債務者の主張には根拠がないこと）に加え、債務者の主張する破局的噴火に至るまでのいわゆる噴火ステージ論にも根拠がないことなどを考え併せると、このような破局的噴火がいつ起こってもおかしくない状況であり、近い将来に発生する可能性も十分にある。姶良カルデラにおいて約３万年前に発生した破局的噴火の火砕流が本件原子炉施設の敷地まで達していた可能性があることに照らせば、カルデラ火山の破局的噴火が発生した場合、その火砕流によって本件原子炉施設が破壊されることは疑いがない。

　　したがって、本件原子炉施設が、火山ガイドの定める、「原子力発電所の運用期間中に火山活動が想定され、それによる設計対応不可能な火山事象が原子力発電所に影響を及ぼす可能性が小さいと評価できない場合」に該当することは明らかというべきであり、本件原子炉施設は立地不適と判断されるべきである。

　　そして、現在の火山学ではマグマ溜まりの状況等により破局的噴火の前兆を捉え、確実に予知することは不可能とされている。また、仮に破局的噴火を予知することができたとしてもその時期は噴火の直前にならざるを得ず、数か月、数年前といった早い時期から噴火の発生を予測できるわけではないと考えられるから、その予知後に本件原子炉施設から核燃料等を運び出す時間などないことは明らかである。そうすると、モニタリング等を行い噴火の兆候を捉えて対処するという火山ガイドの発想自体、現在の火山学に照らして不合理なものであり、原子力規制委員会による基準適合性審査は科学的根拠を欠いているといわざるを得ない。したがって、債務者が行うモニタリング等の対応には意味がない。

　　以上によれば、九州地方において、いずれかのカルデラ火山の破局的噴火が発生した場合には、その火砕流によって本件原子炉施設が完全に破壊され、西南日本全体が数万年の単位で放射能に汚染されることになる。したがって、債権者らは、本件原子炉施設が再稼働された場合、火山活動の影響による重大事故の発生により、その生命等が侵害される具体的可能性が否定できないことになるが、その侵害の蓋然性はかなり高い状態にあるというべきである。

 

　　（債務者の主張）

 

　　文献調査や地質調査等の結果に照らせば、本件運用期間中に、大規模な火砕流を引き起こし、本件原子炉施設の安全性に影響を及ぼすようなカルデラ火山の破局的噴火が発生する可能性は極めて低い。なお、鹿児島地溝のカルデラ火山において、債務者が想定した規模（既往最大規模）を超える破局的噴火が今後１年間に発生する確率を、BPT分布（地震発生確率の計算において用いられている手法で、最新の発生時期や発生間隔から確率分布を導く手法）により算出すると約1.15×10-8（１億分の1.15）となる。

　　また、債務者は、姶良カルデラ等、一部のカルデラ火山の破局的噴火の際の火砕流が過去に敷地に到達した可能性が否定できないことや、自然現象の不確かさを踏まえ、万一の備えとして、カルデラ火山における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ている。債務者としては、100km3が規模の吹出物を伴う破局的噴火が起きるためには、大量のマグマが、地下10kmより浅いところに蓄積される必要があり、前兆として、地盤の変状やマグマの移動による地震などか生じることから、モニタリングを行うことで、少なくとも数十年以上前に兆候を検知できると考えている。その上で、債務者は、破局的噴火に発展する可能性がわずかでも存するような事象が確認された時点で直ちに適切な対処を行う方針である。

　　債務者による火山事象の影響評価に対しては、多数の学識者による議論を尽くした上で策定された新規制基準に適合するとの判断が原子力規制委員会から示されている。

　　債務者は、今後も火山専門家等の助言を得ながら、破局的噴火の前兆に関する新たな知見の収集、モニタリングの精度向上に向けた取組を行い、更なる安全性・信頼性の向上に努める方針である。

　以上によれば、本件原子炉施設において、火山事象によって放射性物質の大量放出を伴うような重大事故が起こる具体的危険性はない。

 

　４　本件避難計画等の実効性と人格権侵害又はそのおそれの有無（争点４）について

 

　　（債権者らの主張）

 

　（1）実効性ある避難計画の必要性

 

　　　原子力発電所の稼働問題の最重要課題は、放射性物質の大量放出を伴うような重大事故を防止するとともに、放出された放射性物質から周辺住民を防護し、その安全を確保することにあるから、本件原子炉施設を稼働させるに際しては、万一放射性物質の大量放出があっても、環境・人体に対する汚染・被曝を生じさせず、又は、これを最小限に抑えることが不可欠の要件であり、そのための最重要の措置が放射性物質の汚染地域からの周辺住民の早期避難を可能とする実効性ある避難計画の策定である、

　　　したがって、実効性ある避難計画が策定されない限り、周辺住民の人格権侵害のおそれがより大きなものとなるというべきである。

 

　（2）本件避難計画等の問題性

 

　　　本件避難計画等は、次のような多くの問題があり、その実効性には重大な疑問があるといえ、本件原子炉施設で事故が発生した場合に被曝のおそれのある周辺住民の避難を確実にし、その生命・身体の安全を保障するものとはなっていない。

 

　　　ア　避難時の輸送能力の不足等

 

　　　（ア）自家用車の利用が困難な住民についてはバス等の移動手段に頼る他ないが、現状ではバス等の輸送能力が大幅に不足するために、避難できない者が相当多数発生するおそれがある。また、バスでの避難にあっては、バスに乗車するまでの待機等のために被曝が大きくなる可能性がある。バスの運転手の被曝リスクを考慮すると、運転手の確保も大きな問題となる。

 

　　　（イ）本件避難計画等における避難経路の大部分が片側１車線の道路であり、住民全員が一斉避難することになれば、本件原子炉施設30km圏外への避難に要する時間は30時間以上となる見通しであり、避難道路の破壊等があれば避難時間はその数倍になるおそれがある。

 

　　　（ウ）自家用車を利用して避難する者にあっても、自動車は構造上外気の流入が避けられないため、長時間の避難走行中に、避難者が車内で被曝する危険がある。また、自家用車を利用した避難には、ガソリン補給やトイレ使用が困難になるという問題もある。

 

　　　イ　要援護者の避難対策の不備

 

　　　　　病院の入院患者や福祉施設に入所中の高齢者等の避難に際して援護が必要となるいわゆる災害弱者（以下「要援護者」という。）を対象とする避難計画は策定の目途さえ立っておらず、鹿児島県知事をはじめとす自治体関係者も30km圏内全域の要援護者を対象とする計画策定は困難であるとしている。現実にも要援護者の受入可能施設の確保が不可能となっており、医療設備を搭載した移動手段の準備については検討もされていないようである。

　　　　　要援護者の避難が確実かつ適切になされないと、多数の要援護者が過酷な負担を強いられることとなり、その容体の重篤化や死亡といった重大かつ深刻な事態も発生しかねない。福島第一原発における事故の際も、周辺病院の入院患者の避難に際して60名もの死亡者が出たとされているが、要援護者を対象とする避難計画の策定が遅れている本件原子炉施設で重大事故が発生した場合には、福島第一原発における事故時と同様の問題が生じ、多くの被害が出ることが明らかである。

 

　　　ウ　風向きに応じた対応の不備

 

　　　　　民間調査会社（株式会社環境総合研究所）の試算によれば、本件原子炉施設で放射性物質の大量放出を伴うような重大事故が発生した場合、風向きによっては被曝地域が本件原子炉施設から50～100ｋｍ圏内の地域にも及び、避難先とされている鹿児島市内の一部も被曝地域になる危険が十分にある。特に、薩摩川内市の年間の風向きについては、８月を除き北西を中心に西北西から北北東とされているところ、重大事故発生時に北西風であった場合には鹿児島市が風下となり、避難先にも放射性物質放出の影響が及ぶ可能性がある。しかしながら、このような事態に本件避難計画等では全く対応できない。

 

　（3）原子炉立地審査指針の解釈

 

　　　原子力安全委員会が策定していた原子炉立地審査指針（甲141、以下「立地指針」という。）は、原子力発電所（原子炉）に万一の事故が起きた場合でも周辺公衆の安全を確保できるような立地であるかどうかを判断するための指針であるところ、重大事故が生じた場合に放出された放射線の影響が及び得ると判断される範囲を非居住区域とし、その外側に位置して重大事故が生じた場合に何らの措置も講じなければ放射線の影響が及び得ると判断される範囲を低人口地帯とするとともに、原子炉敷地は人口密集地から十分に距離を置くべきことなどを規定している。この点、原子力安全委員会は、福島第一原発における事故発生以前において、立地指針で非居住区域あるいは低人ロ地帯とされている範囲は、既存の原子力発電所のほとんど全てにおいて原子力発電所の敷地内で確保されているものと判断して運用してきていたが、同事故によりこの判断が誤りであったことが明らかとなった。

　　　民間調査会社（株式会社環境総合研究所）が実施したシミュレーションによると、本件原子炉施設において放射性物質の大量放出を伴うような重大事故が発生した場合、風速2m/sのときには、１時間当たりの平均空間線量は本件原子炉施政から半径10km圏内で50μSv以上になると試算されていることからすると、最低でも本件原子炉施設から半径5km圏内は重大事故時に放出された放射性物質の影響が及び得ると判断される非居住区域としなければならないはずである。現時点で半径5km圏内に約3600人が居住する本件原子炉施設は立地指針の趣旨からすれば当然に立地不適とすべきであって、稼働が許されるべきでないことは明らかである。なお、前記のように本件避難計画等の実効性には重大な疑問が生じており、重大事故時に半径10km圏内の住民の避難すら困難というべき状況となっているのであるから、非居住区域を本件原子炉施設から半径10km圏内とすることすら考えられるところである。

 

　（債務者の主張）

 

　　本件原子炉施設周辺の地方公共団体が策定した本件避難計画等は、地域の実情を踏まえた詳細なものとなっており、十分実効性のある内容となっている。

　　また、それでもなお地域レベルで対応困難な場合は、政府をあげて全国規模の実動組織による支援が実施されることとされている。なお、本件避難計画等は、前記前提事実（11）のとおり、原子力防災会議において合理的かつ具体的に定められたものとして了承されている。

　　債権者らは、要援護者の避難対策の不備や輸送能力の不足等を指摘するが、本件避難計画等は、予定していた要援護者の受入施設が使用できない場合に備えて鹿児島県において「原子力防災・避難施設等調整システム」を整備するなど要援護者の避難にも十分配慮されており、また、福島第一原発における事故の教訓を踏まえ、原子力災害対策指針に則った段階的な避難及び屋内退避といった住民が取るべき行動を明確にした具体的かつ合理的な内容となっていることから債権者らの指摘は当たらない。また、債権者らは、薩摩川内市の年間で最も多い風向きを北西風とした上で、その場合風下となる鹿児島市を避難先とすることを問題として指摘するが、気象観測記録に照らせば、そもそも年間で最も多い風向きが北西風であるとは認められず、原子力規制委員会による重大事故時における放射性物質の拡散予測によっても、主な拡散の方向は西の海側となっているから、鹿児島市を避難先とずることには合理性が認められる。

　　加えて、債務者は、本件避難計画等に関し、国からの要請を受けた対策について真摯に対応するとともに、自主的な取組も行っている。なお、債務者は、福島第一原発における事故時においても積極的な取組を行った実績がある。

　　そして、原子力災害対策指針によれば、そもそも防災とは、新たに得られた知見、把握できた実態や防災訓練の結果等を踏まえ、実効性を向上すべく不断の見直しを行うべきものであるとされており、このような観点から、地方公共団体は、地域防災計画や避難計画について検討を加え、必要に応じてこれを修正すべきものとされており、債務者としても、安全や防災の追求は不断に行うものであるという考えの下全社員が日々の事業活動に取り組んでおり、今後も国や地方公共団体の要望等も踏まえ、本件避難計画等の実効性の向上に寄与すぺく、取組内容の一層の改善、充実に努めていく方針である。

 

　５ 保全の必要性（争点５）について

 

　　（債権者らの主張）

 

　　本件原子炉施設から250km圏内に居住する債権者らは、本件原子炉施設の運転によって、生命を守り生活を維持するという人格権の根幹部分が直接的かつ具体的に侵害されるおそれがある。

　　また、本件原子炉施設の運転による人格権侵害の形態は、多数人の人格権を同時に侵害する性質を有するものであるから、人格権侵害を差止めによって阻止すべきことが強く要請される場合に当たる。

　　ところが、前記前提事実（12）及び（13）のとおり、基準地震動の見直し、火山対策及び実効性ある避難計画の策定がされないままに、本件原子炉施設の再稼働が迫っている。

　　よって、本件申立てにつき保全の必要性があることは明らかである。

 

　　（債務者の主張）

 

　　本件原子炉施設については、その設置時に十分な調査及び検討を行い、想定される地震等に対して安全機能が保持できるよう耐震設計を行っており、営業運転開始後においても新たな科学的知見等を踏まえ、十分な調査及び検討を行って安全性の評価を継続的に行ってきており、本件原子炉施設の耐震安全性に問題のないことを確認している。さらに、福島第一原発における事故発生を受け、設計において想定した事象を超える場合においても、原子炉を安全に停止

し、炉心及び使用済燃料貯蔵設備内の燃料体又は使用済燃料の著しい損傷を防止し、放射性物質の異常な水準の放出を防止できるよう一層の対策を講じている。

　　したがって、本件原子炉施設において債権者らが主張するような放射性物質の大規模な放出を伴う重大事故が起こる具体的危険性はなく、保全の必要性がないことは明らかである。

 

　６　仮に本件申立てが認容されるとした場合の担保金の額（争点６）について

 

　　（債権者らの主張）

 

　　①本件申立てにおいて被保全権利の証明の程度は極めて高いこと、②本件原子炉施設の再稼働が禁止されても、既に購入済みの未使用燃料がなくなったり価値が減衰したりするものではないから、債務者には損害が発生しないか、発生しても極めて僅かであること、③保全処分の目的が個人の経済的利益ではなく、公共目的、公共の安全、自己を含む不特定かつ極めて多数の人々の安全の確保、ひいては国家の安全の獲得にある場合には、債権者らに対して個人的に経済的な負担をさせることは正義・公平に反するというべきであるところ、本件申立ても、債権者ら個人の利害というよりも、公共の安全、極めて広範かつ多数の国民の生命を基礎とする人格権を守るためのものであるから、債権者らに経済的負担をさせることは適切ではないことなどを考慮すると、本件申立てが認容されるとした場合、裁判所は債権者らに対して担保を供させるべき必要はなく、むしろ、担保を供させてはならないというべきである。

 

　　（債務者の主張）

 

　　万一、本件申立てが認容されるとした場合、債務者は、本件原子炉施設で発電することを想定していた電力量（252億kWh）を確保するために他の発電方法（石油及びLNGを１対１の割合で用いた火力発電を想定する。）によって発電することを余儀なくされ、大幅な費用増加となり、当該増加費用が債務者の受ける損害となるが、その額は債務者の試算で１日当たり５億5400万円にも上る。このことを考慮すれば、債権者らに担保を立てさせることは不可欠であり、その担保金額は上記増加費用の額を考慮して決定されるべきである。

 

第４当裁判所の判断

 

　１　本件申立てについての司法審査の在り方（争点１）について

 

　（1）一般的に、人格権を被保全権利として、他人の行為を仮に差し止めるよう求めることができるのは、当該行為により当該人格権が現に侵害されているか、又は、侵害される具体的な危険性がある場合に限られるのであって、その主張疎明責任は、人格権の侵害又はそのおそれがあるとして差止めを求める債権者が負うものと解される。そして、この理は、当該行為が原子力発電所の運転である場合にも別異に解すべき理由はない.

 

　（2）ア　原子力発電所の原子炉施設は、原子核分裂の過程において高エネルギーを放出する核燃料物質を燃料として使用する装置であり、その稼働により、内部に多量の人体に有害な放射性物質を発生させるものであるところ、原子炉施設の安全性が確保されないときには、当該原子炉施設の従業員やその周辺住民等の生命、身体に重大な危害を及ぼし、周辺の環境を放射性物質によって長期間にわたって汚染するなど、深刻な災害を引き起こすおそれがある。ここで、前記前提事実（5）アの福島第一原発における事故の甚大な被害に思い致せば、本件原子炉施設の再稼働の適否を判断するに当たっても、このような災害が万一にも起こらないようにするため、その安全性を十分に確保すべきであり、その際、福島第一原発における事故の経験等を踏まえた安全性の徹底的な検証が行われなければならない。

　　　　　また、発電用原子炉施設の安全性の確保に関しては、当該原子炉施設そのものの工学的安全性、平常運転時における従業員、周辺住民及び周辺環境への放射線の影響、事故時における周辺地域への影響等について、当該原子炉施設の立地の地形、地質、気象等の自然的条件、人口分布等の社会的条件及び当該原子炉設置者の原子炉の設置、運転に必要とされる技術的能力との関連において、多角的、総合的見地から検討されるべきであるところ、このような検討を行うに当たっては、原子力工学はもとより、多方面にわたる極めて高度な最新の科学的、専門技術的知見に基づく総合的判断が求められることが明らかである。こうした趣旨から、従前より、発電用原子炉施設の安全性については、原子炉等規制法その他の関係法令が定められ、平成24年９月以前は、原子力安全委員会において、安全性に関する審査のために耐震設計審査指針等の基準を設けて発電用原子炉施設の設置、運転の許否を審査するなどの規制を行うこととされていたが、同月19日以降は、福島第一原発における事故を踏まえた法改正等が行われ、原子力利用における安全性の確保に関する科学的、専門技術的知見を有する委員長及び委員により構成される原子力規制委員会において、新規制基準並びに地震ガイド及び火山ガイド等の審査基準を定める内規を新たに策定し、これらに基づく規制を行うこととされ、発電用原子炉施設は、これらの関係法令及び安全性に関する各種審査基準を満たした場合に初めて原子力規制委員会の許認可を受け、適法に設置、運転することができるという制度が採用されている。我が国の発電用原子炉施設は、このような制度を採用することによって、上記のような深刻な災害が万一にも起こらないようにしようとするものであるから、上記の原子炉施設の安全性に関する法令や審査基準に不合理な点があり、あるいは原子力規制委員会の許認可の判断に不合理な点があれば、重大事故が起こる可能性が否定できないこととなり、周辺住民の生命、身体等の人格的利益に被害が発生するおそれがあるというべきである。

　　　　　そして、このような観点からみれぱ、上記のような深刻な災害が万一にも起こらないようにするため、原子力規制委員会により策定される新規制基準は、福島第一原発における事故の経験等をも踏まえた最新の科学的知見に照らし、十分な合理性が担保されたものでなければならず、本件原子炉施設の再稼働の前提となる新規制基準への適合性審査も厳格かつ適正に行われる必要がある。

 

　　イ　一般にある科学技術を用いることの適否を判断するに当たり、現時点における最新の科学的知見に照らしてもその内的事象及び外的事象に一定の不確実性が残存する場合には、その危険性（不確実性に付随する潜在的な危険性を含む。）を零とするような「絶対的安全性」を確保することは不可能であることに鑑み、現時点における最新の科学的知見に基づいてできる限りその効用と危険性を把握し、その危険性についてどこまでが科学的に明らかであり、どこからが不確実性を含むのかを明らかにした上で、当該危険性の内容及び程度、当該科学技術の効用等に照らして社会的に許容できる範囲のものといえるかどうかという基準によって判断することが相当であると解される。しかしながら、前記アのとおり、原子炉施設については、その安全性が確保されないときには、福島第一原発における事故に見られるような健康被害につながる放射性物質が広範囲に放出・拡散され、多数の住民に長期間にわたる避難生活を強いる等の深刻な災害を引き起こすおそれがあり、しかも、危険を負担するのは原子炉施設の職員を除けば周辺住民に限られ、効用を得ている人の全てがこのような危険性を負担するものではないし、一定の危険が内在する航空機や自動車を利用する場合とは異なり周辺住民には危険を負担するか否かを選択する機会が与えられているとはいえないから、原子炉施設の設置、運転に際しては、より安全側に立った判断が望まれることは明らかというべきである。

　　　　この点に閔し、原子力規制委員会は、平成25年４月、原子力施設の規制を進めていく上で達成を目指す目標である「安全目標」を定めており、その具体的な内容は、平成18年までに原子力安全委員会安全目標専門部会で検討された安全目標案（原子炉施設の性能目標について、炉心損傷頻度が10-4/年程度に、格納容器機能喪失頻度が10-5/年程度に抑制されるべきであるとするもの。）を基礎とし、さらに事故時におけるセシウム137の放出量が100TBqを超えるような事故の発生頻度を10-6/年程度を超えないように抑制されるべきである（テロ等によるものを除く。）ことを加えるものであった（甲138、144～148、乙219）（なお、福島第一原発における事故の際のセシウム137の放出量は１万TBqとされている（甲１）。）。本件においては、本件原子炉施設の周辺住民の生命、身体等の人格的利益の侵害又はそのおそれの有無が問題となるから、上記の安全目標のうち、周辺住民の健康被害につながる放射性物質の放出量に関する安全目標がとりわけ重要なものになる（以下において「安全目標」という場合は、セシウム137の放出量に関する上記安全目標のことを指す。）。そして、この安全目標は、専門的知見等を有する原子カ規制委員会により、福島第一原発における事故を踏まえ、放射性物質による環境への汚染の視点も考慮して、上記の原子力安全委員会安全目標専門部会における検討結果や諸外国の例も参考に作成されたものである（甲138、144～148、乙219）。このような確率論的安全評価手法を採用して安全目標を定めることについては、その評価において主観性や恣意性が介在する余地があるなど方法論上の検討課題が残されているとはいえるものの、従来の原子力安全規制の考え方では捉えきれていなかった事象をも取り込んだ安全性評価を可能とするものであり、原子炉施設の安全性の確保に資するものであると解される。また、上記の安全目標の具体的内容は、発電用原子炉施設の運転期間が運転開始から40年とされ、その後１回に限り上限を20年とする期問延長認可制度が設けられていることなどに照らせば（甲148）、相当程度厳格な目標であると評価することができ、この安全目標が達成される場合には、健康被害につながる程度の放射性物質の放出を伴うような重大事故発生の危険性を社会通念上無視し得る程度に小さなものに保つことができると解するのが相当である。

　　　　なお、このような安全目標の内容が、原子炉施設の設置、運転に伴う危険性が社会的に許容できる範囲のものといえるかどうかという基準として、国民的な政論を経て社会的な合意がされた結果とみることはできないものの、前記前提事実（7）アのとおり、原子力規制委員会の委員長及び委員が両議院の同意を得て内閣総理大臣が任命するものとされていること、上保されるべき安全性については、上記の安全目標を一応の基準とすることが相当であり、そのレベルの安全性が達成された場合には、絶対的安全性が確保されたといえない場合であっても、周辺住民の生命、身体等の人格的利益の侵害又はそのおそれがあるとは認められないものと解される（なお、債権者らは、安全目標を定めるに当たって国民の意思が必ずしも十分には反映されておらず、原子力利用に関する危険性に関し、上記の安全目標に示されるような確率論的安全評価について、多くの国民に受容可能なものと受け入れられているとは認め難いと主張しているところ、このような原子力利用に係る受容可能な危険性の程度に関する原論については、今後も引き続き、原子力規制委員会内部のみならず、国会その他社会各層で議論を進めていくことが望ましいことはいうまでもない。この点については、原子力規制委員会も、安全目標について、継続的な安全性向上を目指す上で今後とも引き続き検討を進めていくことが必要であるとの認識を有している（甲145、乙219）。）。

　　　　なお、原子力規制委員会は、前記前提事実（7）イのとおり、同年７月８日までに新規制基準及び各種審査基準を制定・策定しているところ、安全目標は、上記のとおり、原子力規制委員会が原子力施設の規制を進めていく上で達成を目指す目標とされているのであるから、新規制基準の内容や各種審査基準の整備も、この安全目標を踏まえたものであると解される。

 

　（3）以上の点を考慮すると、原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われる原子力発電所の運転差止仮処分申立事件における裁判所の審理、判断は、原子力規制委員会が制定・策定した新規制基準の内容及び原子力規制委員会が示した当該原子炉施設に係る新規制基準への適合性判断を踏まえた上で、これらに不合理な点があるか否かという観点から行われるべきであり、福島第一原発における事故の経験等をも考慮した最新の科学的知見及び前記(2)イの安全目標に照らし、新規制基準に不合理な点があり、あるいは当該原子炉施股について新規制基準に適合するとした原子力規制委員会の調査審議及び判断過程が厳格かつ適正にされたものではなく、その判断に看過し難い過誤、欠落があって不合理な点があると認められる場合には、当該原子炉施設において確保されるべき安全性を欠くものとして、健康被害につながる程度の放射性物質の放出を伴うような重大事故が起こる可能性が否定できないこととなり、周辺住民の生命、身体等の人格的利益に被害が発生する具体的危険性があると評価すべきである。

　　　そして、被保全権利の主張疎明責任は、前記（1）のとおり、本来的には債権者が負うべきものと解されるが、原子力規制委員会が制定、策定した新規制基準の内容が合理的であるか否か、原子力規制委員会か示した当該原子炉施設に係る新規制基準への適合性判断が合理的であるか否かについては、当該原子炉施設を保有しこれを運用する者においてよく知り得るところであって、かつ、これを裏付ける資料を所持していることが明らかである。

　　　そうすると、本件原子炉施設の安全性については、債務者の側において、まず、原子力規制委員会の制定、策定した新規制基準の内容及び原子力規制委員会による新規制基準への適合性判断に不合理な点のないことを相当の根拠を示し、かつ、必要な資料を提出して主張疎明する必要かあり、債務者がその主張疎明を尽くさない場合には、新規制基準の内容、あるいは原子力規制委員会による新規制基準への適合性判断に不合理な点があり、ひいては本件原子炉施設の安全性が確保されず、健康被害につながる程度の放射性物質の放出を伴うような重大事故を引き起こす危険性があることが事実上推認されるものというべきである。そして、債務者が上記の主張疎明を尽くした場合には、本来的な主張疎明責任を負う債権者らにおいて、本件原子炉施設の安全性に欠ける点があり、債権者らの生命、身体等の人格的利益が現に侵害されているか、又は侵害される具体的な危険性があることについて、主張疎明をしなければならないと解ずるのが相当である。

 

　２　地震に起因する本件原子炉施設の事故の可能性と人格権侵害又はそのおそれの有無（争点２）について

 

　（1）認定事実

 

　ア　地震に関する新規制基準について

 

　　（ア）内容

 

　　　　　地震に関する新規制基準の内容は、別紙「新規制基準の定め」のとおりであり（乙146）、地震ガイドの内容は、別紙「基準地震卯丿及び泄震設計方針に係る審査ガイド」のとおりである（甲９、乙40、117、196）。　

　　　　　　　

　　（イ）新規制基準制定・策定までの過程

 

　　　ａ　検討一審議の枠組み及び経過

 

　　　（a）地震・津波関連指針等検討

 

　　　　　23年６月22日、東北地方太平洋沖地震に伴う福島第一原発における事故の教訓等を踏まえ、改訂耐震指針及び関連の指針類の改訂を目的として、原子力安全基準・指針・専門部会の下に、主査入倉孝次郎をはじめとする計17名の専門家から構成される地震・津波関連指針等検討小委員会を設置した。同小委員会では、同年７月12日から平成24年３月14日までの間、国内外の様々な最新の研究成果や調査結果等を踏まえつつ、合計14回の検討・審議が行われ（なお、検討・審議は公開の場で行われた。）、その結果、改訂耐震指針及び発電用原子炉施設の耐震安全性に関する安全審査の手引き（乙213）の改訂案が取りまとめられた（乙200の３・５）。

　　　　　なお、上記改訂耐震指針及び発電用原子炉施設の耐震安全性に開する安全審査の手引き（乙213）の改訂案においては、「震源を特定せず策定する地震動」に関する規定の手直しや追加は行われなかった（乙200の5）。

 

　　　（b）地震・津波検討チームにおける検討・審議

 

　　　　　その後、前記前提事実（7）ア及びイのとおり、平成24年６月に原子力基本法及び原子炉等規制法が改正され、同年９月に原子力安全委員会が廃止され、同月19日、原子力規制委員会が発足したことに伴い、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制定・策定する必要が生じたため、原子力規制委員会は、地震及び津波に関する新規制基準を制定・策定することを目的として、担当の原子力規制委員（島崎邦彦）、外部の専門家（設置時は６名、最終的に11名）；原子力規制庁の職員及び原子力安全基盤機構の職員から構成される地震・津波検討チームを設置した（乙200の３、2125年６月６日までの間、合計13回の検討・審議が行われ（乙200の１～４、201～212、なお、検討・審議は公開の場で行われ、一般からの意見募集期間を定め、そこで提出された意見の検討も行われた（乙208の４、212の３～５）。）、前記（5）の改訂耐震指針及び発電用原子炉施設の耐震安全性に関する安全審査の手引き（乙213）の改訂案を再検討して必要な見直しを行うとともに、新たな検討事項（地震に関しては、①三次元の地下構造な反映した地震動評価、②活断層が敷地の至近距離にある掛合の不確かさを考慮した地震動評価、③耐震設計上考慮する活断層の認定方法並びに④敷地内の断層の活動性評価及び施設への影響評価等）を加えて安全審査の高度化等が企図された（乙200の３・４）。

 

　　　（c）新規制基準の制定等

 

　　　　原子力規制委員会は、前記（b）の地震・津波検討チームにおける検討・審議結果を踏まえ、さらに一般からの意見募集を行うなどし（乙215、216）、新規制基準を制定・策定し、各種審査基準の整備を行った。

 

　　　b　「震源を特定せず策定する地震動」の位置付けについての議論

 

　　　（a）改訂耐震指針策定時の位置付け

 

　　　　　改訂耐震指針策定時の検討・審査における「震源を特定せず策定する地震動」の位置付けについては、詳細な調査を前提とした「敷地ごとに震源を特定して策定する地震勣」の策定に最大限の努力を払うことにより、「震源を特定せず策定する地震動」の方は、それでも評価し損なう敷地近傍の地震に対する備えという性格の下、補完的な位置付けとして規定することが適切であり、敷地近傍の観測記録か得られている地震の全てを対象とすることは必要ないのではないかとの意見が大勢を占めたと取りまとめられていた（乙111）。

　　　　　なお、この検討結果は、改訂耐震指針の策定のため、原子力安全委員会から最新知見等を反映したより適切な耐震安全指針を策定するための調査審議を指示された原子力安全基準・指針専門部会（当時）が設置した耐震指針検討分科会において、地震学及び地震工学を含む多数の専門家の関与の下開催された、三つのワーキンググループにおける検討を含む多数回の審議を経て示されたものであった（乙111）。

 

　　　（b）新規制基準制定・策定時の議論

 

　　　　「震源を特定せず策定する地震動」の位置付けにつき、前記ａの新規制基準制定・策定時の検討・審査において、前記（a）の改訂耐震指針策定時の意見を踏まえた議論は明示的にはされていない（乙200～212）。

　　　　一方で、その位置付けについて、前記（a）の改訂耐震指針策定時の意見と同じような理解に立ったものと思われる発言はされていた。

　　　　すなわち、地震・津波検討チーム第10回会合において、原子力規制庁職員が、新規制基準の骨子案における「震源を特定せず策定する地震動」の評価手法につき、「骨子案のほうの要求事項として、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ということで、これは旧耐震指針から変わってございません｡」と説明していた（なお、発言中の「旧耐震指針」は、本決定にいう「改訂耐震指針」のことを指す。）（乙209の１。また、同第11回会合において、京都大学原子炉実験所釜江克宏教授が、「震源を特定せず策定する地震動」につき、「やはり特定せずというのは、ある意味、ミニマムを決める」「やはり特定してというところが一番大事ですので、そこを、これは特に近い断層の場合は骨子案でも出ていますし、そこをしっかりと裕度をもって予測するということが大事だということで、特定せずは、それのミニマムを決めるということで。」などと発言されていた（乙210の１）。

　　　　他方で、地震・津波検討チームは、「震源を特定せず策定する地震動」の評価に際して考慮すべき地震について、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22地震を抽出した上で（乙209の4、214）、これらを検討対象とすべきか否かを検討・審議し、最終的には検討対象となる内陸地殻内地震として地震ガイドに16地震を例示することとなった（乙210～212）。

 

　　　（c）専門家による批判

 

　　　　地震学を専門とする石橋克彦神戸大学名誉教授は、日本全国の原子力発電所における「震源を特定せず策定する地震動」について、前記（a）の改訂耐震指針策定時には耐震指針検討分科会の委員として、Mw7程度の地震はどこでも起こり得ると考えられるから、断層調査のいかんにかかわらずその程度の地震は想定すべきであるとの立場から意見及び耐震安全指針の改訂案を提示していたが、採用されることはなく、中途で同委員を辞任するに至ったが（甲126～134、乙111）、最近も、「震源を特定せず策定する地震動」の想定は、少なくとも既往最大の新潟県中越沖地震の地震勤（最大加速度；1700cm/s2程度）とすべきであり、改訂耐震指針及び新規制基準の「震源を特定せず策定する地震動」につき「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悔における観測記録を収集し、これらを基に、・・・基準地震動Ssを策定することとする。」との規定については、恣意性と過小評価を許すものであると批判している（甲25、56）。

　　　　なお、同教授は、柏崎・刈羽原発における新潟県中越沖地震の観測記録について、地震が特別であったとか、地下構造によって増幅されたなどと脱明がされていることに関しても、現在の地震学による地震事象の理解がまだ不十分であることを謙虚に受け止め、原子力発電所に求められる最大限の安全性を追求すべきであると批判している。また、本件原子炉施設の基準地震動Ss（最大加速度；620cm/s2）についても、上郷の「震原を特定せず策定する地震動」の規定の欠陥を巧妙に使った過小評価となっており、本件原子炉確設の耐震安全性は保障されでいないと批判している（甲25、56）。

 

　（ウ）原子力規制委員会委員長の記者会見における発言

 

　　　　原子力規制委員会の田中俊一委員長が、平成26年７月16日の記者会見において．同日に本件原子炉施設に係る審査書案（乙２）が原子力規制委員会で了承されたことに関し、「安全だということは、私は申し上げません。」「これで人知を尽くしたとは言い切れない。」などと発言したとの報道がされている（甲50、 52、 53、139）。

　　　　また、田中委員長は、上記発言に先立って新規制基準の位置付けについての基本的な考え方を次のような私案として示していた（甲137）

　　　・安全の追求には終わりはなく継続的な安全向上が重要である、というのが原子力規制委員会の姿勢である。

　　　・事業者は、原子力発電所の安全確保の一義的責任を負う。規制当局が、原子力発電所の安全性に関する証明責任や説明責任を負っていると履き違えると、安全神話に逆戻りしてしまう。

　　　・原子力規制委員会は、原子力発電所が規制の基準を満たしているか否かを確認し、その結果により達成される安全レベルの説明を行うことを役割とする。

　　　・また、原子力規制委員会は、その時点で最新の科学的知見を反映し、かつ、実現し得るものとして規制を定める必要がある。他方、事業者は、常に規制以上の安全レベルの達成を目指す必要がある。この両者が相まって継続的な安全向上が達成されることとなる。

 

　　イ　地震に関する民間規格について

 

　　（ア）債務者により参照された民間規格の主な内容

 

　　　　ａ　基準地震動Ssの策定関係

 

　　　　　　債務者が基準地震動Ssを策定するに当たって参照した電気協会附震設計技術指針（JEAG4601-2008）（乙114、187）においては、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の評価に当たり、①応答スペクトルに基づく手法による地震動評価にあっては、選定した数の検討用地震ごとに求めた応答スペクトルの全てを包絡させることが原則とされるべきであり、②断層モデルを用いた手法による地震動評価にあっては、同手法により導いた地震動波形をそのまま用いるべきであるとされている。また、「震源を特定せず策定する地震動」の評価に当たっては、基準地震動Ss-1の設計用応答スペクトルとの関係で、「震源を特定せず策定する地震動」として評価した応答スペクトルが、①設計用応答スペクトルを0.02～５秒の周期帯で下回るときは、設計用応答スペクトルをもって代表させることができ、②設計用応答スペクトルを一部の周期帯で上回る場合には双方を個別に評価することとし、③設計用応答スペクトルを0.02～５秒の周期帯で上回るときは、「震源を特定せず策定する地震動」として評価した応答スペクトルをもって代表させることができるとされている（乙114の２）。

 

　　　　ｂ　耐震設計関係

 

　　　　（a）建物・構築物関係

 

　　　　　　電気協会耐震設計技術指針（EAG4601-1987）においては、動的地震力に対する鉄筋コンクリート耐震壁の最大応答せん断ひずみの評価基準値について、各層の終局せん断ひずみで4.0×10-3と定められ、この値に安全率2.0を考慮した2.0×10-3をもって最大応答せん断ひずみに関する許容限界の目安値としている。この評価基準値については、実験による耐震壁の終局変形のばらつきを定量的に評価し、これに応答などの設計上のばらつきを考慮して多少の余裕を見て定められたものとされている（乙47の２）。債務者は、上記最大応答せん断ひずみの許容限界の目安値2.0×10-3を用いて本件原子炉施設に係る安全上重要な建物・建造物の耐震安全性を確認している（乙48の３～７、121の３～７）。

　　　　　　なお、最大応答せん断ひずみについては、電気協会耐震設計技術規程（2008）においても同じ評価基準値（4.0×10-3、安全率2.0を考慮すると2.0×10-3が定められている（乙186の２）。

 

　　　　（b）機器・配管系の関係

 

　　　　　　電気協会耐震設計技術指針・重要度分類・許容応カ編（JEAG4601･補-1984）（乙122）、電気協会耐震設計技術指針（EA04601-1987）（乙183）、同（EAG4601-1991追補版）（乙184）、機械学会設備等規格（JSME S NCI-2005）（乙189）及び同（SMESNCI-2007）（乙190）においては、新技術基準により要求される機能及び性能を実現するための仕様規定として、機器・配管系の耐震設計に用いる許容応力値等が定められている。

　　　　　　また、電気協会耐震設計技術規程（2008）においては、機器・配管系の設計用減衰定数のほか、耐震設計に用いる許容応力値等が定められている（乙170、186の１）。

 

　　　　ｃ　年超過確率関係

 

　　　　　　年超過確串評価基準においては、原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価を実施する場合の考え方、満足すべき要件及び具体的な方法（確率論的安全評価の実施基準）が定められている（乙193）。

 

　　（イ）民間規格の位置付け

 

　　　　ａ　平成18年１月以降の民間規格の活用方針

 

　　　　　　発電用原子炉施設に係る技術基準については、前記前提事実（4）アのとおり、平成18年１月、耐震設計審査指針の改訂に併せて、通産省告示501号等を廃止し、通産省令62号を性能規定とする改正がされ、技術基準を満たす民間規格として日本電気協会、日本機械学会及び日本原子力学会が策定した民間規格が活用されることとされ（乙格が技術基準に定められた規制上の要求を満足するものであることを公示（エンドース）することとされた（乙177、179）。

　　　　　　そして、民間規格が国によって規制上の要求を満足するための詳細規定であると確認され、エンドースされるための条件としては、次のものが挙げられていた（乙177、179）。

　　　①規制基準で要求している性能との項目上の対応が取れていること。

　　　②規制基準で要求している性能を達成するために必要な技術的事項について、具体的な手法や仕様が示されていること。

　　　③民間規格に記載されている具体的な手法や仕様について、その技術的な妥当性が証明されていること。

　　　　　　また、以上のような技術的な内容と併せて、策定プロセスが公正、公平、公開を重視したものであるか（偏りのないメンバー構成、議事の公開、公衆審査の実施、策定手続の文書化及び公開等）についても確認することとされている（乙177、179）。

　　　　　　これらの規制当局による技術評価等を経てエンドースされた民間規格は、当該民問規格について規制当局が規制基準で要求する機能及び性能を満たすものと明らかにしたものであるから、事業者が当該民間規格に基づいた仕様を採用することで規制基準を満たすと判断することが可能となる（乙177）。

 

　　　　b　原子力規制委員会による民間規格の活用方針　

 

　　　　　　原子力規制委員会は、平成25年７月の新規制基準及び新技術基準の施行以降においても、前記ａと同様に技術評価を行った上で民間規格を活用する方針を示している（乙179）。

 

　　　　ｃ　民間規格の活用状況

 

　　　　（a）日本電気協会、日本機械学会及び日本原子力学会策定の民間規格

 

　　　　　　日本電気協会、日本機械学会及び日本原子力学会が策定する民間規格については、公平な検討メンバーの得成による公開された場での検討などを前提とし、公平性、公正性、公開性を重視したプロセスで規格等の策定活動が進められており、公共財的な性格を有するものとの認識に基づき、平成18年１月に発電用原子炉施設に係る技術基準の仕様規定に関する部分につき民間規格を活用する方針が打ち出された当初から活用することが意図されていたものであった（乙177、178）。

　　　　　　このうち、日本電気協会策定の磁気協会耐震設計技術指針についてみると、耐震設計技術に関する規格として最初に策定された電気協会耐震設計技術指針（JEAG4601-1970）は、昭和40年代の原子力発電所の開発が急速に進みつつあった時代に、重要課題とされた原子力発電所の耐震設計に関し、通商産業省（当時）からの要請を受けて、日本電気協会が大学、関係官庁、関係会社、各団体等から多くの学識経験者等を招き、２年余にわたって討議を重ねた結果取りまとめられたものであった（乙181）。その後も、その当時の最新の知見の蓄積を反映した電気協会耐震設計技術指針・重要度分類・許容応力編（JEAG4601・補-1984）、電気協会耐震設計技術指針（JEAG4601、1987）、同（JEAG4601418年１月以降いずれもエンドースされ（乙195）、現在も工認ガイドにより引き続きエンドースされている（乙197）。

　　　　　　なお、日本電気協会が策定している原子力発電所耐震設計技術規程は、事業者が守るべき判定基準を含み、規制基準における要求レベルを明示したものであり、電気協会耐震設計技術指針は、今後改良が期待される新技術に関することや規程として定めることが必要ではあるものの研究開発課題である事項等、一律に定めることが困難又は不適当な数多くの事項がある場合の技術的内容を扱うものである（乙185の１、186の１、187の１）。その最新版は、電気協会耐震設計技術規程（2008）（乙186）及び電気協会耐震設計技術指針（JEAG4601-2008）（乙187）であるが、これらは未だ原子力規制委員会によりエンドースされていない。

　　　　　　日本機械学会策定の機械学会設備等規格は、工認ガイドにより機械学会設優等規格（JSME S 197）．その後技術基準規則解釈により機械学会設備等規格（JSME SNCI-2012）もエンドースされているところ、原子力規制委員会が現在実施している原子力発電所の新規制基準適合性審査においては、機械学会設備等規格（JSME S NCI、2005）及び同（JSMES NCI･2007）又は同（ISME S NCI-2012）を基に機器･配管系の構造強度評価を行うことが求められている（乙180）。

　　　　　　日本原子力学会策定の年超過確率評価基準は、地震ガイドでエンドースされている（乙196）。

　　　　　　以上の民間規格は、いずれも関係各方面の多くの専門家（規格に直接の利害関係を持つ事業者・産業界のみならず、国をはじめとする規制機関及び検査機関あるいは中立的な立場の研究機関等第三者団体からの参加者を含む。）が関与し181～193）。

 

　　　　（b）債務者による民間規格の参照状況

 

　　　　　　債務者は、本件原子炉施設の基準地震動Ssの策定及び耐震設計（耐震安全性の確認）に際し、新技術基準規則解釈、地震ガイド及ぴ工認ガイドによりエンドースされた電気協会耐震設計技術指針・重要度分類・許容応力編（JEAG4601・補-1984）、電気協会耐震設計技術指針（JEAG4601-1987）、同（JEAG460-1991追補版）、機械学会設備等規格（JSME S NC1-2005）及び同（JSME S NCI-2007）に加え、エンドースはされていない電気協会耐震設計技術規程（2008）及び電気協会耐震設計技術指針（JEAG46101-2008）についても、最新の知見等が反映された具体的な評価手法が記載されているものとして参照することとした（審尋の全趣旨）。

 

　　ウ　債務者による基準地震動Ssの策定及び耐震安全性の評価について

 

　　（ア）債務者による地震及び地質の調査

 

　　　　　債務者は、前記前提事実（8）ア及びイのとおり、本件原子炉施設敷地周辺における地震の発生状況等の調査並びに地質及び地質構造の調査等を行った（乙１の３の２・３、42、 120、141の３）。

　　　　　このうち、債務者が行った本件原子炉施設敷地周辺で発生する海洋プレート内地震の影響可能性の検討並びに海域における活断層の調査及び評価の詳細は、次のとおりである。

　　　　a　本件原子炉施設敷地周辺で発生する海洋プレート内謎語喬の影響可能性

　　　　（a）債務者は、上記の本件原子炉施設敷地周辺における地震の発生状況等の調査結果によれば、プレート間地震及び海洋プレート内地震が発生する位置から本件原子炉施設敷地までの距離は100km以上であり、十分に離れているものと評価できたため、これらの地震が本件原子炉施設敷地に大きな影響を与えるものではないと判断している（乙１の３の３、42、 120）。

　　　　（b）日本国内のスラブ内地震の短周期レベルＡは、壇ほか（2001）による内陸地殻内地震の短周期レベルＡの平均値より大きい傾向にあるとされている（乙131）。

　　　　　　もっとも、スラプ内地震の影響は火山フロントの前弧側と背弧側で大きく異なっており、前弧側の硬いプレート内では地震波の減衰が小さいため、広範囲にわたって大きな地震動が観測されるが、背弧側では高温のマントルを通過する際に地震波が急激に減衰するため、観測される地震動も小さくなると考えられている（乙132、133）。このスラブ内地震の影響は火山フロントの前弧側と背弧側で大きく異なり、背弧側において前弧側と比較して地震動が大幅に小さくなるという傾向は、本件原子炉施設が位置する九州地方で発生したスラブ内地震である平成18年６月12日大分県西部地質（M6.2）においても認められている（乙134）。

 

　　　　b　海域における活断層の調査及び評価について

 

　　　　（a）海上音波探査

 

　　　　　　債務者は、本件原子炉施設敷地周辺の海域において、シングルチャンネル方式の音波探査を約２～４km間隔の格子状の測線配置で実施し、マルチチャンネル方式の音波探査を約10～12km間隔の格子状の側線配置で実施した。また、債務者は、海域に存在する活断層であるF-A断層等や陸域に存在する活断層である五反田川断層等の延長部等については、断層の連続性、活動性及び形状等をより詳細に把握する目的で、上記測線の間に新たに測線を設定し音波探査を実施した（乙１の３の２、128、129、136、137、141の３）。

 

　　　　（b）その他の調査

 

　　　　　　債務者が実施した重力異常調査（なお、重力異常の値が高い地域は地下に密度の大きい岩石の分布域に当たり、重力異常の低い地域は密度の小さい堆積層などの分布域に当たる。）によれば、F-A断層の主断層であるFa-1断層と重力異常分布との対応は良い相関を示している上、F-A断層やF-C断層等の海域に存在する活断層の本件原子炉施設敷地側延長部においては高重力異常域が認められ、このこと128）。

　　　　　　また、債務者は、本件原子炉施設敷地周辺における陸域の地質及び地質構造に関し、変動地形学的調査を行った文献等を調査した結果、敷地近傍には活断層が確認されていないこと、敷地周辺の活断層は、F-A断層やF-C断層等の北東一南西方向に伸びる海域の活断層と走向（断層が伸びていく方向）が異なっており、分布傾向も異なっでいることから、これらが連続するものではないと判断している（乙１の３の２、138～141）。

　　　　　　さらに、債務者は、本件原子炉施設敷地を中心とする半径５kmの範囲における反射法地震探査の結果からも、F-A断層やF-C断層等の海域に存在する活断層が敷地側に伸びていないことが確認できたとして、海域から陸域の敷地の方や、その逆の敷地から海域の方へ活断層が通っていないと判断している（乙１の３の２、141の３）。

 

　　　　（c）債務者による調査結果の分析

 

　　　　　　以上のような調査結果を踏まえ、債務者は、海域に存在する活断層が海岸線付近まで到達していないことを慎重に確認したとしている（乙１の３の２、128、141の３）。

 

　（イ）本件原子炉施設敷地周辺の地域的な特性

 

　　　ａ　震源特性

 

　　　　　本件原子炉施設敷地周辺で発生する地震のうち、本件原子炉施設敷地に大きな影響を与える地震は内陸地殻内地震である。これに対し、プレート聞地震及び海洋プレート内地震が発生する位置は本件原子炉施設敷地から100km以上離れており、本件原子炉施設敷地に大きな影響を与えるものではないと判断される（乙１の３の３、42、120）。

　　　　　その上で、本件原子炉施設が位置する九州地方南部は、地震発生状況やGPSの観測結果（地殻変動）の傾向から引張応力場であり、基草地震動超過地震が発生した「ひずみ集中帯」のような圧縮応力場ではないと考えられる。引張応力場においては正断層型及び横ずれ断層型の地震が多く発生し、逆断層型の地震が少ないとされているところ、現に、本件原子炉施設周辺で発生する内陸地殻内地震についても、正断層型及び横ずれ断層型が主体であることが確認されている（乙１の３の３、42、120）。

　　　　　また、前記前提事実（8）ウ（ウ）のとおり、本件原子炉施設敷地における観測記録に基づいて解析した解放基盤表面の地震動（はぎとり波）の応答スペクトルとNoda et al.（2002）の方法により導かれる応答スペクトルの比率は、別紙図④のとおりである（乙１の３の３、42、120）。

 

　　　ｂ　伝播経路特性及び敷地地盤の特性

 

　　　　　本件原子炉施設の敷地地盤においては、地震の到来方向による特異な地震動の増幅傾向は認められず、本件原子炉施設敷地120）。

 

　（ウ）「敷地ごとに震源を特定して策定する地震勤」の策定

 

　　　ａ　債務者による地震動評価

 

　　　　　債務者は、前記前提事実（8）ウ（ア）のとおり、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の検討用地震として、「市来断層帯市来区間による地震」、「甑断層帯甑区間による地震」及ぴ「市来断層帯甑海峡中央区間による地震」の３つを選定し、前記前提事実（8）ウ（イ）のとおり、前記（イ）の本件原子炉施設敷地周辺の地域的な特性を踏まえ、平成９年５月鹿児島県北西部地震の観測記録を基に不確かさを考慮した本件震源モデルを構築し、前記前提事実（8）ウ（ウ）及び（エ）のとおり、上記検討用

地震について、本件震源モデルを用いて震源パラメータを設定し、応答スペクトルに基づく手法（Noda et al.（2002）の方法による。）及び断層モデルを用いた手法（地震動の減衰評価については経験的グリーン関数法と長周期帯に理論的方法を適用したハイブリッド合成法により評価）により、その地震動評価を行った（乙１の３の３、42、120）。

　　　　　債務者は、前記前提事実（8）ウ（オ）のとおり、応答スペクトルに基づく手法による地震動評価の結果を包絡するものとし、基準地震動Ss-1の設計応用スペクトル（別紙図⑤、最大速度540cm/S₂）を策定したところ、これが断層モデルを用いた手法による地震動評価結果を全ての周期書で上回ることから、この基準地震動Ss-1（最大加速度：５４０ｓ／ｓつを「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」として代表させることとした（乙１の３の３、42、120）。

 

　　ｂ　債務者による「不確かさ」の考慮

 

　　（a） 活断層評価における考慮

 

　　　　　債務者は、前記前提事実（8）イ（エ）のとおり、本件原子炉施設周辺の活断層を評価するに当たって、地震調査委員会（2013）の知見を踏まえて、五反田川断層（市来断層帯市来区間）及びF-C断層（市来斯届書甑海峡中央区間）について、債務者が行った調査に基づく断層長さ（18.6km、16.1km）よりも長いものと評価し、F-A断層（長さ18.3km）についても、F-B断層とつなげた長さ（甑断層帯甑区間）で評価することとした（乙１の３の３、42、120、144）。

　　　　　これによれば、別表③のとおり、基本震源モデルにおいても、検討用地震の断層（市来断層帯市来区間、甑断層帯甑区間及び市来断層帯甑海峡中央区間）の長さにおいて、債務者が行った調査結果と比較して、それぞれ6.3km、22.6km、22.4kmの差異があり、これを基に算定される地震の規模（マグニチュード）にも0.3～0.7の差異が生じていることとなる（なお、マグニチュードは断層長さから松田（1975）の関係式を用いて算出。乙38）。

 

　　（b） 本件震源モデルの構築に際しての考慮

 

　　　　　債務者は、基本震源モデルを構築する際、別表②のとおり、平均応力降下量やアスペリティ実効応力については平成９年５月鹿児島県北西部地震の観測記録の実測値（平均応力降下量5.8MPa、アスペリティ実効応力15.9MPa）を用い、地震モーメント、アスペリティの面積及び短周期レベルＡを理論式に基づいて算出した上、地質調査で把握が困難なアスペリティの位置については敷地に最も近い位置に設定することとし、破壊開始点についても破壊が敷地に向かうような位置に設定するなど、「不確かさ」を考慮している（乙１の３の３、42、 120）。　

　　　　　基本震源モデルを用いて設定された震源パラメータと一般的に用いられている強震動予測レシピを用いた設定を比較すると、別表④、⑤のとおりとなる。すなわち、基本震源モデルを用いて震源パラメータを設定した場合、同じ震源断層面積から導かれる地震モーメントの値が強震動予測レシピに基づいて算出した値の約1.9～2.4倍大きくなり、短周期レベルＡが約1.5～1.6倍大きくなる。同じ地震モーメントから導かれる短周期レベルＡの値は、強震動予測レシピに基づいて算出した値の約1.2倍大きくなる（乙120、144）。

　　　　　また、債務者の調査結果による断層長さ・幅による地震（算出方法は強震動予測レシピ）をベースに考えると、別表⑤のとおり、基本震源モデルで設定された地震モーメントの値は約6.0～15.3倍、短周期レベルＡは約2.2～3.0倍になる。

　　　　　加えて、債務者は、不確かさ考慮モデルにおいて、短周期レベルＡの値を1.25倍した評価を行っているから、不確かさ考慮モデルにより設定される短周期レベルＡの値は、債務者の聊査結果による断層長さ・幅による地震（算出方法は強震動予測レシピ）の2.7～3.7倍となる（乙１の３の３、42、120、144）。

 

　　（c）短周期レベルＡについての知見

 

　　　　短周期レベルＡについては、過去に発生した地震の地震観測記録の分析により、地震モーメントとの相関が確認されており、壇ほか（2001）により内陸地殻内地震に係る地震モーメントから短周期レベルＡの値を導く経験式（別表④の第１、第２で短周期レベルＡを算出した式）が提案されているところ、その経験式（内陸地殻内地震の平均像）とその基となったデータの分布は別紙図⑦のとおりである（乙142）。

　　　　一方、短周期レベルＡについては、内陸地殻内地震の断層型によって異なるとの知見（佐藤（2010）、佐藤・堤（2012））が得られており、このうち佐藤（2010）によると、逆断層型の地震の短周期レ.ベルＡは、壇ほか（2001）による内陸地殻内地震の平均値より大きく、横ずれ断層型の地震の短周期レベルＡは小さいとされている（乙８）。また、佐藤・堤（2012）によると、正断層型の地震の短周期レベルＡは、堰ほか（2001）による内陸地殻内地震の平均値よりやや小さいかほぼ同じであるとされている（乙９）。

 

　　（d）応答スペクトルに基づく手法による地震動評価における考慮

 

　　　　　前記前提事実（8）ウ（ウ）のとおり、Noda et al.（2002）の方法では、内陸地殻内地震の補正係数や当.該敷地における地震観測記録に基づく補正係数を用いることにより、地震の分類に従った震源特性、伝播経路特性及び敷地地盤の特性を的確に考慮することができるとされているが、債務者は、本件原子炉施設における応答スペクトルに基づく地震動評価において、安全側の判断から上記補正係数を適用していない（乙１の３の３、42、120）。

　　　　　前記（a）のとおり、活断層の長さの評価の違いから、地震の規模（マグニチュード）に0.3～0.7の差異が生じる上、それぞれの活断層の長さを前提にして債務者の採用した応答スペクトルに基づく手法による地震動評価を行144）、断層の長さの評価の違いにより最大加速度において1.5～1.9倍の差異が生じる。また、上記のとおり補正係数の適用を行わず、各検財用地震に係る応答スペクトルに基づく手法による地震動評価により導かれる応答スペクトルを全て包絡するものとしての設計用応答スペクトルを作成しており、この包絡させる際にも一定の余裕が含まれることになるところ、別表⑥のとおり、これらを通じて算出された基準地震動Ss-1（最大加速度；540cm/S₂）と債務者鯛査による断層長さを前提とした最大加速度との間には約1.9～2.5倍の余裕があることとなるが、地震調査委員会の知見に基づく断層長さを前提とした最大加速度との聞の差異は1.2～1.4倍になる。

 

　（エ）「震源を特定せず策定する地震動」の策定

 

　　　　債務者は、前記前提事実（8）エのとおり、地震ガイドに例示された16地震について震源近傍における観測記録を収集・分析し、本件原子炉施設敷地に大きな影響を与える可能性のある地震であり、かつ、はぎとり解析を行うための精度の高い地盤情報が得られている本件観測点における留萌支庁南部地震の観測記録を選定し、同観測記録を基に地盤の減衰定数のばらつき等を考慮したはぎとり解析を行った上で、更なる余裕を考慮し、「震源を特定せず策定する地震動」として基準地震動Ss-2（最大加速度：620cm/S₂）を策定した（乙１の３の３、42、120）。

　　　　債務者は、上記はぎとり解析を行う際、地震動の減衰定数を大きく設定し、はぎとり解析の計算方法についても複数の方法を用いて、そのばらつきを考慮して解析を行うことによって、地盤情報に付随する「不破かさ」を考慮している（乙１の３の３、42、120）。

 

　（オ）基準地震動Ssの策定及びこれに対する耐震安全性の確認

 

　　　ａ　債務者は、前記前提事実（8）オのとおり、基準地震動Ss-1の設計用応答スペクトル（最大加速度：540cm/S₂）と基準地震動Ss-2の応答スペクトル（最大加速度：620cm/S₂）を比較し、基準地震動Ss-2の応答スペクトルが基準地震動Ss-1の応答スペクトルを一郎周期帯で上回ることから、これらを併せて基準地震動Ｓｓ（別紙図⑥）を策定し、年超過確率評価基準に従い、その年超過確率を10-4/年から10-5/年程度と算定した（乙１の３の３、42、120）。

 

　　　ｂ　債務者は、前記前提事実（9）のとおり、本件原子炉施設の安全上重要な施設・設備について、耐震安全性の評価を行い、技術基準に基づく評価基準値を満たしており、当該評価基準値に対して上限とならないように工学的な判断に基づく余裕が確保されていることなどを確認した（乙13、14、48、121）。

　　　　　上記の安全上重要な施設・設備の耐震安全性の評価・確認は、相当多数の項目に及ぶものとなっており、債務者は、その全ての評価項目において基準地震動Ssの地震力に対する耐震安全性が確保されていることを確認している（乙48、 121、審尋の全趣旨）。なお、本件原子炉施設における安全上重要な機器･配管系の一部の設備につき、「一次十二次応力評価」において発生値が評価基準値を超える結果となっているが、債務者において、簡易弾塑性解析による疲労評価を実施したところ、上記各設備につき評価基準値に対して十分な余裕が存在し、耐震安全上問題がないことが確認されたとしている（乙145）。

　　　　　また、上記の安全上重要な施設・設備の耐震安全性の評価・確認において用いられる計算条件は、例えば、コンクリート強度の値を実際の強度ではなく設計値を用いたり（本件原子炉施設においては、その建設時あるいは建設後の強度試験の結果、実際のコンクリート弧度は設計値の２倍程度であることが確認されている。）、耐震設計における建物等にかかる応力を解析する際、モデルに入力する建物等の各位置に対する地震力について、地震応答解析で求められた動的地震力の最大値を静的地震力として用いるなど、計算結果が保守的なものとなるような設定がされている。このほか、原子カ発電所の施設は、放射練に対する遮へいの要求や、運転等に伴って発生する振動や温度に対する耐震・耐熱の要求等から、建物の壁がより厚く設計されるなど、地震を念頃に置いた耐震設計以外ａ要求からも結果として耐震安全性をより高める設計がされている（乙135）。

 

　（カ）原子力発電施設耐震信頼性実証試験

 

　　　ａ　原子力安全基盤機構は、昭和57年度から平成16年度までの間、多度津工学試験所において、大型高性船板動台に原子力発電所の安全上重要な設備（加圧水型軽水炉（PWR）又は沸騰水型軽水炉（BWR）の110万kW級原子力発電所における、以下の安全上重要な設備）について実機を模擬した試験体を設置し、耐震実証試験を実施した（甲91、乙51）。

　　　　①PWR原子炉格納容器（エアロック、ポーラクレーン等の慣性付加質量等も模擬）

　　　　②WR再循環系配管（ポンプ、弁、圧力容器の一部を含む）

　　　　③PWR炉内構造物（実寸大の模型の燃料集合体群、炉心支持構造物を含み、制御棒と駆動装置を装着）

　　　　④WR炉内構造物（実寸大の模型の燃料集合体葬、炉心支持構造物を含み、制御棒と駆動装置を装着）

　　　　⑤WR原子炉格納容器（エアロツク、圧力抑制室の水等も模擬）

　　　　⑥PWR一次冷却設備（一次冷却材管、蒸気発生器、ポンプ等）

　　　　⑦PWR原子炉容器

　　　　⑧WR原子炉圧力容器（振動性状模擬の炉内構造物を含む）

　　　　⑨非常用ディーゼル発電機シヌテム（発電機、補機、制御盤を含む）

　　　　⑩電算機システム（電算機本体、中操表示盤、免板床を含む）

　　　　⑪原子炉停止時冷却系等（非常用炉心冷却系の一部を含む）

　　　　⑫主蒸気系等（給水系を含む配管系）

　　　　⑬コンクリート製原子炉格納容器（PWR：プレストレストコンクリト製（PCCV）、BWR：鉄筋コンクジート製（RCCV））

　　　　⑭制板サポート支持重禄器（ＰＷＲ蒸気発生器）

　　　　⑮配管系終局強度（一般配管）

 

　　　b　その結果、原子力安全基盤機構は、強度実証試験及び限界加振試験によって、全ての試験対象設備について、地震時（地震後）における強度及び機能が維持されることか実証され、基準地震動Szを超える地震動に対しても十分な耐震安全上の余裕を有していることが示されたとの見解を示している（例えば、原子炉格納容器（鋼製）については、震動台の性能限界（試験体重量・寸法で異なる｡）である887回/cm/S₂で加振しても損傷せず、プレストレストコンクリート製原子炉格納容器については、3398cm/S₂２の加振により機能喪失し、配管については、振動台の性能限界約1900cm/S₂で加蜃した結果、５回目の加振で機能喪失した。）。また、設計手法確認試験によって、当時の耐震設計手法の妥当性についても確認できたとされている（甲91、乙51）。

 

　　　ｃ　本件原子炉施設の原子炉建屋の構造は、鋼板製の原子炉格納容器と鉄筋コンクリート造りの外部遮へいから或るものであるところ（甲90、乙３）、債務者は、本件原子炉施設の原子炉建屋における鉄筋コンクリート造りの.外部遮へい建屋と、債務者玄海原子力発電所の３号機及び４号機のプレストレストコンクリート製原子炉格納容器について、同じ地震動（最大加速度：540cm/S₂）を入力し、地震応答解析を実施した結果、耐震安全上の余裕がほぽ同等であるとの結果が得られたとしている（乙123、124）。債務者は、この解析結果を基に、本件原子炉施設の原子炉建屋における鉄筋コンクリート造りの外却遮へい建屋の安全余裕について、耐震実証試験におけるプレストレストコンクリート製原子炉格納容器（玄海原子力発電所の３号機及び４号機のプレストレストこコンクリート.製原子炉格納容器を模したもの）と同程度であるものと判断している。

 

　　　ｄ　原子力安全基盤機構は、平成16年６月、前記ａ及びbの限界加振試験により得られた解析コードを用いて、加圧水型軽水炉（PWR）の実機配管の耐震安全上の余裕を解析したところ、十分な安全上の余裕が確保されていることを示す解析結果が得られたとしている（乙52）。

 

　　　ｅ　前記ａ及びbの耐震実証試験は、財団法人原子力工学試験センター（当時）内に、学識者並びに電力業界、重電機工業会及び建設業界等の専門技術者等から構成される耐震信頼性実証試験実施委員会（その分科会としてPWR耐震分科会、BWR耐震分科会及び耐震評価分科会）が設置され、試験体の設計・製作・取付など工事計画の在り方、試験方法あるいは試験結果の評価方法等について審議を重ねるなど、詳細な検討を踏まえて実施されたものである（乙147）。

 

　（キ）ストレステストについて

 

　　　ａ　債務者は、原子力学会が策定した年超過確率評価基準に基づき、地震及び津波を起因として炉心損傷あるいは使用済燃料ピフトにある燃料の損傷に至る事象（起因事象）を選定した上で、各起因事象の影響緩和に必要な機能（影響緩和機能）を抽出し、各起因事象が発生した場合にも炉心損傷等に至らない場合のシナリオ（収束シナリオ）をイベントツリーを用いて特定するとともに、各起因事象の発生に直接関係する設備等の耐震裕度を評価することで、収束シナリオのうち最も耐震裕度の小さいものをクリフエッジとして特定し、本件原子炉施設がシステム全体として有する耐震裕度を評価した。その結11月25cm/S₂）の1.86倍（約1004cm/S₂）、川内２号機につき従来の基準地震動Ss（最大加速度:540cm/S₂）の1.89倍（約1020cm/S₂）と評価した（甲54、乙49、50）。

 

　　　ｂ　原子力安全・保安院は、平成24年９月３日、前記ａの債務者が実施した基準地震動Ssを超える地震動が発生した場合の評価について、本件原子炉施設の設備等が単体で有する裕度の評価における地震動の設定、検討対象とすべき設備等の選定、評価手法、経年劣化の評価、裕度の算出が妥当なものであり、これらの組み合わせによる川内１号機、川内２号機ごとのシステム全体として有する裕度の評価における起因事象の設定、イベントツリーを用いた収束シナリオの特定、クリフエッジの所在の特定についても妥当なものであるとの判断を示している（甲54）。

 

　（ク）静的地震力で設計された一般建物において示された耐震安全上の余裕

 

　　　　兵庫県南部地震（M7.2）について日本建築学会が実施した、神戸市灘区、東灘区及び中央区のうち震度７に相当する地域における鉄筋コンクリート造建物の全数被害調査の報告によれば、その調査対象の約84％が建物の挙動が弾性域の範囲に収まっていたと考えられる「軽微」までの被害にとどまっていたとされる（乙53の２）。特に、壁式鉄筋コンクリート造建物に関しては、「軽微」までを含めた被害率が約４～５％にすぎず、「中破」以上に限ると約ｌ～２％程度であって、その披害を受けた建物についても、その原因のほとんどが地盤の変動等に伴う被害であったとされており、これらの被害率や被害状態によって高い耐震性が確認できたとされている（乙54の２）。

 

　エ　本件原子炉施設の安全確保対策

 

　（ア）多重防護の考え方に基づく安全対策

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設において、万ー異常な事象が発生することがあったとしても、放射性物質が大量に放出されることを防止するため多重防護の考え方に基づいた設計を行い、具体的には、次のような安全対策を行った（乙３、４、44）。

 

　　　ａ　異常の発生を未然に防止するための対策

 

　　　　　多重防護の考え方に基づく１段階日の安全対策は、異常の発生を未然に防止するための対策であり、債務者は、前記ウのとおり、耐震設計を行ったほか、運転中の各設備機器に加わる力や温度等に対して、これらの設俺等が十分耐えられるように余裕のある設計を行ったとしている。

　　　　　また、債務者は、誤動作や誤操作によるトラブルを防止するため、本件原子炉施設において、制御棒を駆動する装置等、安全上重要な装置には「フェイルーセーフ･システム』や「インターロック・システム」を採月している。「フェイル･セーフ･システム」とは、例えば、停電になると制御棒が自動挿入される等、システムの一部に故障が起こっても常に安金側に作動する設計のことである。「インターロック・システム」とは、運転員が誤って制御棒を引き抜こうとしても制御棒の引抜きができないようにされているなど、誤操作によるトラブルを防止する設計のことである。

　　　ｂ　異常の拡大及び事故への進展を防止するための対策

　　　　　多重防護の考え方に基づく２段階目の安全対策は、異常の拡大及び

事故への進展を防止するための対策であり、債務者は、次のような安全対策を講じている。

 

　　　（a）異常を早期検知可能な設計

 

　　　　　債務者は、本件原子炉施設において、異常が生じた場合には、これを早期に検出できるような装置を設けている。

 

　　　（b）原子炉を安全に「止める」設計

 

　　　　　債務者は、本件原子炉施設において、原子炉の安全を損なうような異常が検知された場合に、自動的に制御棒が挿入されて原子炉を停止させる装置を設けている。また、万一制御棒の働きが十分でない場合にも、ほう酸水が原子炉内に強制的に注入される装置が別途設けられており、これにより原子炉を安全に停止できることとされている。

 

　　　ｃ　放射性物質の異常な放出を防止する対策

 

　　　　　多重防護の考え方に基づく３段階目の安全対策は、放射性物質の異常な放出を防止する対策であり、債務者は、次のような安全対策を講じている。

 

　　　（a）原子炉を「冷やす」設計

 

　　　　　債務者は、本件原子炉施設において、配管の破断等により一次冷却材が喪失するというような事象を想定し、非常用炉心冷却設備（ECCS）を設け、万一の場合においても、原子炉を冷却し続けることができる設計としている。

 

　　　（b）放射性物質を「閉じ込める」設計

 

　　　　　債務者は、本件原子炉施設において、核分裂生成物等の放射性物質を確実に閉じ込める観点から、次のとおり．５重の防壁を設けている。

　すなわち、第１の防壁となるペレットは、高温で焼き固めたものであり、化学的に非常に安定しており、核分裂生成物の大部分を閉じ込めることができる。

　　　　　第２の防壁は、燃料被覆管である。気惨状の核分裂生成物は一部がペレット外に放出されるが、ペレットは燃料被覆管に密封されており、放出された気体状の核分裂生成物は燃料被覆管内に閉じ込められる。

　　　　　第３の防壁は、原子炉容器である。燃料集合体は、原子炉容器内に収納されており、一次冷却設備という閉じた系の中に位置している。放射性物質が燃料被覆管から一次冷却材中に漏れ出したとしても、厚い鋼製の原子炉容器が防壁となり、放射性物質は原子炉容器内に閉じ込められる。

　　　　　第４の防壁は、原子炉格納容器の鋼板である。万一、放射性物質が一次冷却設備から原子炉格納容器内に漏れ出した場合でも、放射性物質は原子炉格納容器内に閉じ込められる。

　　　　　第５の防壁は、原子炉格納容器の外側の厚いコンクリートで作られた原子炉建屋である。

　　　　　さらに、第４の防壁である原子炉格納容器においては、万一、原子炉格納容器内に放射性物質を含む一次冷却材が放出され、原子炉格納容器内部の圧力が上昇するような場合であっても、原子炉格納容器内に放射性物質を閉じ込め、放射性物質の放出を防止するため「原子炉格納容器スプレイ設備」により原子炉格納容器内の圧力を下げ、その健全性を保つ設備が設けられている。

 

　（イ）福島第一原発における事故を受けた安全対策

 

　　　　福島第一原発における事故においては、次のような経過をたどり放射性物質が外部環境へ大量に放出されるに至ったものと考えられている（甲１、乙18）。

 

　　　①福島第一原発の各原子炉は、東北地方太平洋沖地震の発生により自動停止したものの、外部電源を喪失したため非常用ディーゼル発電機が自動起動して炉心冷却が開始された。

　　　②その後の津波来襲による浸水により、非常用ディーゼル発電機及び直流電源（バッテリー）の全ての電源を喪失するとともに、原子炉の熱を海に逃すための海水ポンプが破損した。

　　　③企電源喪失により燃料冷却権能を失い、原子炉圧力容器内の水が蒸気となり水位が低下するとともに原子炉格納容器内の圧力が上昇したが、減圧操作が速やかにできず注水が困難となった。

　　　④露出した高温の燃料が水蒸気と反応して水素が発生するとともに、燃料が損傷（溶融）し、原子炉格納容器内に落下した。

　　　⑤原子炉建屋に漏れ出た水素が爆発し、外壁が大きく損傷した。

　　　　債務者は、以上の福島第一原発における事故の経過分析を前提に、地震や津波などの共通原因による複数機器の機能喪失及び安全機能喪失による重大事故の進展を想定し、次のような安全対策を講じている（乙１の４、19、44、135）。

 

　　ａ　電源設備　　　　

　　　　　　　　Ｉ

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に必要な電力を確保する観点から、全交流電源喪失時に中央制御室等へ電力供給するための発電機車、冷却機能等を動かすたやの大容量空冷式発電機及び重大事故等対処用蓄電池の配備・追加配備を行った。

　　　　これに関連して、債務者は、燃料油貯蔵タンクの追加設置や燃料補給用のタンクローリの配備等も行った。

 

　　ｂ　原子炉を冷却するための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に原子炉の冷却機能が失われた場合においても炉心の著しい損傷を防止するとの観点から、原子炉を冷却するための手段として、常設電動注入ポンプ又は可搬型注入ポンプ等により原子炉へ注水できるようにするなどした。

 

　　ｃ　原子炉格納容器内の冷却等のための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に原子炉格納容器内の冷却機能が失われた場合においても炉心の著しい損傷を防止し、あるいは炉心の著しい損傷が発生した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するとの観点から、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための手段として、移動式大容量ポンプ車により海水を冷却水として供給できるようにするとともに、常設電動注入ポンプ等を用いて格納容器上部にあるスプレイノズルから水を噴霧できるようにした。

 

　　ｄ　原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に炉心の著しい

損傷が発生し、溶融した燃料が原子炉格納容器の下部に落下した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するとの観点から、原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却する手段として、常設電動注入ポンプ等を使った格納容器スプレイによる格納容器下部への注水ができるようにした。

 

　　ｅ　原子炉を減圧するための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に原子炉の減圧機能が失われた場合においても、炉心の著しい損傷及び厚子炉格納容器の破損を防止するとの観点から、原子炉の圧力を調整する加圧器逃がし弁の駆動源として、空気に加え、窒素ガスを追加するとともに、加圧器逃がし要用の可搬型バッテリ等を設けた。

 

　　ｆ　使用済燃料貯蔵設備の冷却等のための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に使用済燃料貯蔵設備の冷却機能若しくは庄水機能が喪失し、又は、使用済燃料貯蔵設備からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵設備の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵設備内の燃料体等を冷却し、放射線を遮へいし、燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、あるいは臨界を防止するための設備一手段として、水中ポンプによる使用済燃料貯蔵設備への水の補給や可搬型注入ポンプによる使用済燃料貯蔵設備へのスプレイ等で注水ができるようにするとともに、水位計、温度計、監視カメラの追加設置等を行った。

 

　　ｇ　重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時にその収束のために必要となる十分な量の水を有する水源を確保し、供給するための設備として、既設の燃料取替用水タンクと復水タンクの連絡配管等を

設けるなどした。

 

　　ｈ　最終ヒートシンクヘ熱を輸送するための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に最終ヒートシンク（海、河、池、湖又は大気）へ熱を輸送する機能が失われた場合において、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、最終ヒートシンクヘ熱を輸送するための手段として、移動式大容量ポンプ車を用いて、原子炉格納容器内の空調装置（格納容器再循環ユニット）へ冷却水として海水を供給できるようにした。

 

　　ｉ　水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に炉心の著しい損傷が発生し、原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するための設備として、静的触媒式水素再結合装置（白金とパラジウムにより水素と酸素を反応させ水にする装置）及び電気式水素燃焼装置を設けた。

 

　　ｊ　本件原子力発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に本件原子炉施設外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として、原子炉格納容器等に放水するための放水砲及び移動式大容量ポンプ車並ぴに放水した後の汚染水の海洋への拡散を抑制するシルトフェンス等を配備した。

 

　　ｋ　緊急時対策所の設置

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設における重大事故発生時に当該事故等に対処するための必要人員がとどまることができ、必要な情報を把握し、通信連絡等を行うための施設として、本件原子炉施政敷地内の海抜約25mの地点に、耐震性及び放射線遮へい機能を有する広さ約180㎡、収容人員約100名コンクリート造の代替緊急時対策所を新たに建設した。なお、代替緊急時対策所には、よう素除去フィルタ付換気設備や専用の電源設備、通信連絡設備、プラントパラメータ表示装置等が備えられている。

　　　さらに、債務者は、今後、免震機能を有する免震重要棟内に緊急時対策所を設ける予定である。

 

　（ウ）運用面での安全対策

 

　　　　債務者は、以上の設備面での安全対策に加え、従来から自主的に、重大事故発生時の緊急時対策本部の設置や当該事故に対応するための非常招集要員の確保といった運営体制を定めておくとともに、重大事故の種類や進展状況に応じた対処が可能となるように、手順書類を整備し、運転員等に対する教育・訓練を継続的に実施するなど、運用面も含めた対策を行っている（乙１の５、４、44）。

 

　オ　原子力規制委員会による新規制基準適合性の審査結果

 

　（ア）基準地震動Ssの策定について

 

　　　ａ　原子力規制委員会は、債務者が設定した解放基盤表面（前記前提事実（8）イ（イ））について、必要な特徴を有し、要求されるせん断波速度を持つ硬質地盤であることとして、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

 

　　　b　原子力規制委員会は、本件原子炉施設の敷地並びに敷地近傍及び敷地周辺において債務者が行った地質及び地下構造の調査方法（前記前提事実（8）イ（ア））が「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」（乙217）を踏まえたものとなっており、当該地下構造が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などとして、その調査結果に基づく敷地地盤の地下構造の評価や地下構造モデルの設定（前記前提事実（8）イ（ウ））についても、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

 

　　　ｃ　原子力規制委員会は、債務者が行った活断層の評価（前記前提事実（8）イ（エ））に関し、新規制基準への適合性審査の過程において、債務者に対し、本件原子炉施設周辺の将来活動する可能性のある断層等に係

る調査情報の充実を求めるとともに、債務者の調査結果に基づく評価よりも断層の長さが長く評価されている地震調査委員会（2013）の知見を反映させること、F-A断層の評価に関し、海上音波探査の結果から北東側に延長させることなどを求めた。その結果、原子力規制委員会は、債務者が行った断層等の調査情報の拡充と当該調査結果に基づく評偶について、調査地域の地形、地質条件に応じた適切な手法、範囲及び密度で行われた調査に基づき、活断層の位置、形状、活動性を明らかにし、それらの結果を総合的に検討したものであるなどとして、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

　　なお、原子力規制委員会は、海域の活断層の認定に関し、パプリックコメントにおいて、「音波探査等の記録で端部設定をしているが、12万年前の地層のズレが小さい場合、音波探査の記録では断層の認定ができず、断層長さを過小評価しているのではないか。原子力発電所周辺の海底地形について検討を行ったのか。」という指摘があったことに対し、「海域の活断層評価では、すべての音波探査断面データについて、後期更新世以降の地層に変位又は変形を及ぼしていないか、海底地形との関係を含めて確認し、活断層や活撓曲の有無を確認しています。また、海域の断層等の端部の評価に当たっては、端部と評価した側線のみならず、可能な限り複数の測線や手法により得られたデータについて、その延長齢も慎重に確認することとしています。その結果、断層等であることが否定できない場合には、端部を延長するよう求めています。」などとの考え方を示している（乙119の２）。

 

　　　ｄ　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」の評価に際して行った検討用地震の選定（前記前提事実（8）ウ（ア））について、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月地震を複数選定しているなどとして、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

 

　　　ｅ　原子力規制委員会は、債務者が行った「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の評価（前記前提事実（8）ウ（イ）ないし（オ））について、各種の不確かさを考慮しつつ適切な方法で立地地点の諸特性を十分に考慮して策定しているとして、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

 

　　　ｆ　原子力規制委員会は、債務者が行った「震源を特定せず策定する地震動」の評価（前記前提事実（8）エ）に関し、新規制基準への適合性審査の過程において、債務者に対し、地震ガイドに例示された16地震全ての観測記録を収集し、検討することを求めたほか、留萌支庁南部地震の観測記録については、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ところ、債務者はこれらを反映した評価を行ったものであり、過去の内陸地殻内地震について得られた震源近傍の観測記録を精査し、各種の不確かさ及ぴ敷地地盤の特性を考慮して策定しているとして、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

　　　　　なお、原子力規制委員会は、債務者が行った「震源を特定せず策定する地震動」の評価に関し、パブリックコメントにおいて、「震源が特定できない地震はM6.5までは国内のどこでも発生するとなっているが、M5.7まで（2004年北海道留萌支庁南部地震）しか考慮していないのは過小評価ではないか。 」という指摘があったことに対し、「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・検討し、敷地の地盤物性に応じた応答スペクドルを設定して策定することを求めています。…地震ガイドでは、上記のような地震の観測記録に基づいて評価することを求めており、単に仮想的なMw6.5の地震動を評価することを求めているわけではありません。」などとの考え方を示している（乙119の２）。

　　　　　また．原子力規制委員会は、パブリックコメントにおいて、「Mw6.5に近い規模の地震動（2011年長野県北部地震や2003年宮城県北部地震など）の場合、地盤情報が少ないことが問題かと思われるが、ボーリング・検層などを実施して地盤情報も取得した上で、評価に反映すべきである。」との指摘があったことに対しては、「申請者は、震源を特定せず策定する地震動のうちMw6.5未満の地震については、現時点の知見に基づいて５地震を選定し、そのうちボーリング調査等により地盤情報が得られ、解放基盤波が評価できる2004年北海道留萌支庁南部地震の評価を行っています。他の地震については地盤情報が不足していることや、観測結果そのものに非線形情報が含まれている等、現時点では評価が不適切なものになると認識しています。」との考え方を示している（乙119の２）。

 

　　　ｇ　原子力規制委員会は、債務者が策定した基準地震動Ss（前記前提事実（8）オ）について、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震勁」及び「震源を特定せず策定する地震動」において導き出された地震動を本件原子炉施政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それぞれ策定されたものであり、最新の科学的、技術的知見を踏まえ、地震学及び地震工学的見地から想定されたものであるとして、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

 

　（イ）耐震設計方針について

 

　　　　原子力規制委員会は、債務者が策定した耐震設肝方針が新規制基準に適合し、かつ、地震ガイドを踏まえたものであると認める判断をした（乙44）。

 

　（ウ）その他の安全対策について

 

　　　　原子力規制委員会は、前記エの各種安全対策を講じるとする債務者の設計方針について、新規制基準への適合性が認められるものと判断した（乙44）。

 

　（エ）重大事故が発生した場合の放射性物質の放出量について

 

　　　　債務者は、本件原子炉施設に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発電所外への放射性物質の異常は放出を防止するために必要な措置講じられているか否かに関して、厳しい重大事故（大破断LOCA時に低圧注入機能、高圧注入機能及び格納容器スプレイ注

入機能が喪失する事故）を選定して環境に放出されるセシウム137の放出量を解析したところ、７日間に約5.6TBq（事故発生後100日間では約6.3TBq）との結果が得られたとしており、原子力規制委員会は、こうした結果を審査した結果、新規制基準への適合性が認められるものと判断した。

 

　カ　基準地震動超過地震の分析

 

　（ア）耐震安全性への影響の有無についての各電気事業者の確認結果

 

　　　　①宮城県沖地震における女川原発、②能登半島地震における志賀原発及び③新潟県中越沖地震における柏崎・刈羽原発の各事例は、いずれも旧耐震指針に従って策定された基準地震動S₁、又は基準地震動S₂を上回る地震動が観測されたものであり（甲２～４、６、乙20、22）、東北地方太平洋沖地震における④福島第一原発や⑤女川原発の各事例は、改訂耐震指針に従って策定され基準地震動Ssを上回る地震動が観測されたものであった（甲１、７、乙29）。

　　　　その上で、①宮城県沖地震の事例では、女川原発において、地震観測記録が0.4秒付近の周期帯及び0.1秒付近よりも短周期側で基準地震動S₁の応答スペクトルを上回り、0.05秒付近の周期帯で基準地震動S₂の応答スペクトルを上回ったが、各設備の点検並びに安全上重要な建屋及び機器・配管についての地震応答解析により、女川原発の各設備に作用する応力や変形が評価基準値を上回っていないことを確認するなどして、その耐震安全性に影響がないことが確認された（甲２、３、乙20）。また、②能登半島地震の事例でも、志賀原発において、地震観測記録が0.6秒付近等の周期帯で基準地震動S₁及び基準地震動恥の応答スペクトルを上回ったが、各設備の点検並びに安全上重要な建屋及び機器・配管についての地震応答解析により、その耐震安全性に影響がないことが確認された（甲４、乙22）．さらに、東北地方太平洋沖地震における④福島第一原発や⑤女川原発の各事例において、一部の周期帯で各発電所の基準地震動Ｓｓの応答スペクトルを上回ったが、各設備

の点検（ただし、福島第一原発については、津波及び水素爆発の影響を受けていない５号機の目視調査のみ）並びに安全上重要な建屋及び機器・配についての地震応答解析により、各発電所の耐震安全性に影響がないことが確認された（なお、国会事故調報告書は、福島第一原発については、５号機の目視調査がされただけで、その調査も非破壊検査などの詳細なものではなく、他の原子炉施設は何ら詳細調査かされていないから、地震応答解析のみから地震動による設備の損傷がなかったであろうと結論付けることは問題であると指摘している。）（甲１、７、乙29、審尋の全趣旨）

　　　　また、③新潟県中越沖地震の事例では、柏崎・刈羽原発の敷地において、基準地震動S₂を大きく上回る地震動が観測されたが、一般建物に要求される３倍の静的地震力を用いて耐震設計が行われていた同発電所の安全上重要な施設には被害がなく、一般建物に要求される1.5～1.0倍の静的地震力を用いて耐震設計が行われていたその他の施設についても、地盤被害によって一部の施設に被害が出たものの、それ以外の多くの施設は被害を受けなかったことが確認された（甲６、乙26、125、審尋の全趣旨）。

 

　（イ）外部機関による評価

 

　　　　③新潟県中越沖地震の事例では、IAEAの瞑査報告書においても、柏崎・刈羽原発の安全上重要な施設に被害が見られなかったことに関し、「安全に関連する構造、システム及び機器は大地震であったにもかかわらず、予想より非常に良い状態であり、目に見える損害はなかった。この理由として、設計プロセスの様々な段階で設計余裕が加えられていることに起因していると考えられる。」との見解が示されている（乙25の２）。

　　　　また、④東北地方太平洋沖地震に伴う福島第一原発における事故に関して、国会事故調報告書（甲１）は、原子力安全・保安院が原子力安全基盤機構に依頼して地震直後の小破口冷却材喪失事故（SB-LOCA）の可能性を検討するために行った「故障の木解析」（特定の原子炉系配管にいくつかの大きさの微小亀裂を想定しながら事故進展解析を行い、その結果を実際に記録されている原子炉水位や炉圧などと比較照合して検討する手法）によると、「小破口冷却材喪失事故（SB-LOCA）が起きた可能性を、少なくとも理論的には否定できない」としている。これに対し、政府事故調の「最終報告」及び民間事故調報告書は、東北地方太平洋沖地震による地震動によって福島第一原発の安全上重要な機器に機能を損なうような損傷が生じたことを認めていない（審尋の全趣旨）。この点については、平成26年３月に、日本原子力学会の「東京電力福島第一原子力発電所事故に関する調査委員会」が、上記の各事故調の検討結果も踏まえ、当時の最新の情報に基づき、最終報告書を取りまとめたが、そこにおいても、東北地方太平洋沖地震の地震動によって福島第一原発の安全機能に深刻な影響を与える損傷は生じなかったとの見解が示されている。また同報告書では「津波による浸水により電源のほとんど全てが失われてしまったことが事態を深刻化した。」「今回の事故は、地宸による想定外の津波という自然現象を起因として直接要因により原子力災害へと拡大したものであり‥」など、福島第一原発における事故の根本要因は津波であるとされている（乙56の２、審尋の全趣旨）。

 

　（ウ）基準地震動超過地震が生じた原因の分析について

 

　　　　東北電力株式会社は、①宮城県沖地震における女川原発において、基準地震動S₁及び基準地震動S₂を超える地震動が観測された要因について、宮城県沖近海のプレート間地震の地域的な特性（震源特性）、すなわち、宮城県沖近海のプレート間地震では、経験式（距離減衰式）から求められる平均的な地震動よりも最大加速度が大きく、特に短周期成分の卓越が顕著である傾向を示すことによるものと分析した（甲３、乙20）。②能登半島地震における志賀原発において、基準地震動S₁及び基準地震動S₂を超える地震動が観測された要因については、能登半島地震の地域的な特性（震源特性、敷地地盤の特性）、すなわち、能登半島沖地震が逆断層型の内陸地殻内地震であることに加え、志賀原発においては敷地地盤の深部からの増幅特性が見られたことで、短周期レベルＡが平均よりも大きい特徴があることによるものと分析されている（乙24、42）。

　　　　東京電力株式会社は、③新潟県中越沖地震における柏崎・刈羽原発において、基準地震動S₁及び基準地震動S₂を超える地震動が観測された要因について、新潟県中越沖地震の地域的な特性（震源特性、伝播経路特性、敷地地盤の特性）、すなわち、新潟県中越沖地震の震源断層面が平均よりも1.5倍大きな地震動を発生させる特徴があること、地震動の伝播過程においても深部の地層の傾斜によって揺れが２倍に増幅され、さらに浅い地層が曲がっていたことによっても揺れが増幅されると

いう特徴があることによるものと分析した（甲６、乙26）．

　　　　東北地方太平洋沖地震における④福島第一原発及び⑤女川原発において、基準地震動Ssを超える地震動が観測された要因について、プレート間地震であり、内陸地殻内地震では起こりえないような非常に大きな領域が連動したことによるものと分析されている(乙42)。

 

　(2)本件原子炉施設の耐震安全性について

 

　　ア 新規制基準の合理性

 

　　（ア）新規制基準の内容についての評価

 

　　　　　原子力規制委員会が策定した新規制基準は、前記（1）ア（イ）のとおり、福島第一原発における事故の教訓等を出発点とし、国内外の最新の研究成果や調査結果等を踏まえ、多数の専門家によって構成される合議体において、相当期間・多数回にわたる検討・審議を行った上、一般からの意見募集とその検討を経て、前記前提事実（7）アのとおり、原子力利用における安全性の確保に関する専門的知見等を有する委員長及び委員から成る原子力規制委員会によって策定されたものであり、その策定に至るまでめ調査審議や判断過程に看過し難い過誤や欠落があると認められない。また、その内容をみても明らかに不合理な点は見出せず、前記１（2）イのとおり、安全目標を踏まえて策定されたものと解される。

　　　　　これらによれば、新規制基準は、福島第一原発における事故の経験等をも考慮した最新の科学的知見及び安全目標に照らし、その内容に不合理な点はうかがわれない。よって、債務者の側において、新規制基準の内容に不合理な点がないことについて、相当の根拠を示し、必要な資料を提出して、主張疎明されたものと認められる。

　　　　　なお、前記（1）ア（イ）b（c）のとおり、例えば｢震源を特定せず策定する地震動｣について、地震学を専門とする学者の中にも異論があることは認められるが、前記認定した新規制基準及び地震ガイド等の内規あるいは従前の改訂耐震指針等の制定・策定過程に鑑みれば、これらの制定一策定に際し、これらの反対意見や外部意見を全く考慮せず一方的に制定・策定に至ったとは認められず、むしろ、これらの意見を踏まえつつ、地震学及び地震工学を含む多数の専門家の関与の下多数回の審議を経て十分な講論・検討の上で制定・策定されたものというぺきである。したがって、結果的に上記のような専門家の異論が歿っていろとしても、これらをもって新規制基準の内容に不合理な点があるということにはならない。

 

　（イ）債権者らの主張について

 

　　　ａ　平均像の利用とその問題点

 

　　　（a）債権者らは、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の策定に用いる応答スペクトルに基づく手法も、断層モデルを用いた手法も既往地表の観測記録等を基礎とする平均像を用いたものとなっていると指摘した上で、平均像を用いるならば、実需の地震動が平均像からどれだけかい離し、最大がどのような値になるかが考慮される必要があるが、新規制基準ではこのような考慮がされておらず、不合理であると主張する。

 

　　　（b）この点、債権者らが指摘するとおり、地震という自然現象は、いろいろな要素が複雑に絡んでおり、実験によってその事象を確認することもできないから、理論的に完全な予測をすることは不可能である。もっとも、地震発生のメカニズムについて現在の地震学は、プレートテクトニクスの考え方が確立されるとともに、地震の発生様式ごとの分析・類型化を通じて知見が蓄積されており、その地域ごとに発生する地震の様式、規模、頻度等に一定の傾向が認められることが明らかとなってきている。したがって、将来発生し得る地震を想定するに当たっては、当該地域の特性を踏まえつつ、過去の事象から推測していくことは相当であり、その推測の手法も兵庫県南部地震以後の観測記録の充実や地震学の発展に伴い高度化されてきているというべきである。

　　　　　新規制基準の趣旨に照らせば、基準地震動は、原子力発電所の敷地において今後発生し得る最大の地震を想定して策定すべきものであると解される。上記のとおり、発生する地震の様式、規模、頻度等に地域的な特性があることを考慮すると、基準地震動を策定するに当たっても、当該地域の特性を十分に踏まえることが必要となるため、既往地震の観測記録を基礎とする平均像を単純に用いることは不適当というぺきであるが、地域的特性を踏まえた上で平均像を用いた検討を行うこと自体は当該地域において発生し得る地震の傾向を把握する上でも有効であり、平均像の利用自体が新規制基準の不合理性を基礎付けることにはならない。

 

　　　（c）ここで、新規制基準（設置許可基準規則解釈）において「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」と定義され、そのうち「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」は、「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」とされており、具体的には、「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」、「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、地震発生雇の上端深さ・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、必要に応じて不破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」などと基準地震動の策定過程において、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等を踏まえ、当該地域の特性や各種の不確かさを適切に考慮することとされている。

　　　　　このような新規制基準（設置許可基準規則解釈）の定めによると、新規制基準は、既往地震の観測記録を基礎とする平均像を単純に用いることを想定していないというぺきである。そして、応答スペクトルに基づく手法と断層モデルを用いた手法のいずれにおいても、敷地周辺の地質・地質構造、地盤構造並びに地震活動等を踏まえ、当該地域の特性や各種の不確かさを適切に考慮することが求められていることは、前記（b）のとおり、発生する地震の様式、規模、頻度等に地域的な特性があり、基準地震動を想定するに尚たっても当該地域の特性を十分に踏まえる必要があるとされていることに鑑み、むしろ相当であるというべきである。

 

　　　（d）債権者らの主張するとおり、既往地震の観測記録等を基礎とする平均像を用いて基準地震動を想定するに当たって、その基礎データ上、実際の地震動が平均像からどれだけかい離し、最大がどのような値になっているかを考慮した場合には、その考慮によってより安全側に立った基準地震動の想定が可能となるものと解される。原子炉施設は、その安全性が確保されないときには福島第一原発における事故に見られるような深刻な災害を引き起こすおそれがあることに鑑みれば、上記のような考え方を採用することは基本的に望ましいともいえる。しかしながら、前記（b）のとおり、現在の地震学においては、発生する地震の様式、規模、頻度等には地域ごとに一定の傾向があると考えられているところ、平均像を導くための基礎デー夕の中に当該地域と地域的な特性が大きく異なる既往地震が含まれる場合に、当該地震が平均像から大きくかい離したものであるからといって、必ずしも当該地震により生じる地震動を基準地震動策定の基礎とすべきことにはならないというべきであるし、地域的特性を踏まえて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最大限の値を設定した上、その余の係数、関係式等について平均像を用いた分析をすることも合理的な評価方法と考えられる。このように考えなければ、日本最大あるいは世界最大の既往地震と同規模の地震が、日本全国あるいは世界全体で一様に発生する可能性があり、共通してそのような最大の既往地震に備えるべきとの考え方や、各震源パラメータを設定する際に用いられるべき係数、関係式等の全てについて、観測記録等で判明している最大限の値を重畳的に用いなければならないとの考え方に至ることになるが、このような考え方は上記の地震学の考え方に照らして科学的な根拠を有するものではないというべきである。

 

　　b　基準地震動超過地震の存在

 

　　　　債権者らは、前記ａの「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の評価に平均像を用いることの問題性に関連して、日本の原子力発電所において10年間で四つの基準地震動超過地震（前記前提事実（5）ウ参照）が発生していることを指摘し、このことからも従来の基準地震動の想定手法及びこれを踏襲する新規制基準が不合理であると主張するものと解される。

　　　　このように短期間の間に基準地震動超過地震が相次いでいることについては、前記前提事実（5）イの国会事故調報告書の指摘を待つまでもなく、それ自体由々しきことであり、基準地震動の想定手法について十分な見直しが求められることは当然というべきである。

　　　　もっとも、前記（1）カ（ア）のとおり、前記前提事実（5）ウの①宮城県沖地震における女川原発、同②能登半島地震における志賀原発及び同③新潟県中越神地震における柏崎・刈羽原発の各事例は、いずれも旧耐震指針に従って策定された基準地震動S₁又は基準地震動S₂を上回る地震動が観測されたものであり、東北地方太平洋沖地震における同④福島第一原発や同⑥女川原発の各事例は、改訂耐震指針に従って策定された基準地震動Ssを上回る地震動が観測されたものであるから、これらの基準地震動超過地震の存在自体がその後に制定・策定された新規制基準の不合理性を直ちに基礎付けるものではない。

　　　　また、前記（1）カ（ウ）のとおり、基準地震動超過地震が生じた原因については、①宮城県神地震（女川原発）の場合は、宮城県沖近海のプレート間地震において、経験式（距離減衰式）から求められる平均的な地震動よりも最大加速度が大きく、特に短周期成分の卓越が顕著である傾向が示されていること（震源特性）、②能登半島地震（志賀原発）の場合は、能登半島地震が逆断層型の内陸地殻内地震であることに加え、志賀原発においては敷地地盤の深部からの増幅特性が見られたことで、短周期レベルＡが平均よりも大きい特徴があること（震源特性、敷地地盤の特性）、③新潟県中越神地震（柏崎・刈羽原発）の場合は、新潟県中越沖地震の震源断層面が平均よりも1.5倍大きな地震動を発生させる特徴があり（震源特性）、地震動の伝播過程においても深部の地層の傾斜によって揺れが２倍に増幅され（伝播経路特性）、さらに浅い地層が曲がっていたことによっても揺れが増幅されるという特徴があること（敷地地盤の特性）、東北地方太平洋沖地震（④福島第一原発及び⑤女川原発）の場合は、プレート間地震であり、内陸地殻内地震では起こり得ないような非常に大きな領域が連動したこと（震源特性）によるものと分析されている。この点、新規制基準の制定・策定に当たっては、これらの基準地震動超過地震から得られた知見も活用し、特に基準地震動超過地震が生じた原因と分析された地域的な特性（震源特性、伝播経路特性、敷地地盤の特性）については、これらの特性を十分に考慮できるよう、基準地震動の想定手法が高度化されたものと認められる。よって、この点からみても、基準地震動超過地震の存在をもって新規制基準が不合理であるということはできないと解される。

 

　　ｃ　田中俊一委員長の発言

 

　　　　債権者らは、新規制基準の合理性に関連して、原子力規制委員会の田中俊一委員長が、新規制基準への適合性が認められたとしても安全性が担保されるものではないなどと発言していることを指摘し、原子カ規制委員会によって新規制基準への適合性が確認されたとしても「安全性」が担保されるものではないことについて、田中委員長自身が認めたものと主張している。

　　　　この点、平成26年７月16日の記者会見における田中委員氏の発言として報道された内容は、前記（1）ア（ウ）のとおり、同日に本件原子炉施設に係る審査書案（乙２）が原子力規制委員会で了承されたことに関し、「安全だということは、私は申し上げません。」「これで人知を尽くしたとは言い切れない。」などと発言したというものであり、その発言のみを捉えれば債権者らが主張するような趣旨に理解され得る余地がないではない。

　　　　しかしながら、田中委員長は、これに先立って、前記田ア吻のとおり新規制基準の位置付けについての基本的な考え方（甲137）を私案として示しているところ、その私案の中では、原子力発電所の利用において「絶対的安全性」を確保することは不可能であることを前提に、安全性の向上を継続的に行っていくことが重要であるとの認識の下、原子力規制委員会による新規制基準への適合性判断がされれば当該原子力発電所について「絶対的安全性」が確保されるという新たな「安全神話」が成立することを危惧していたことがうかがわれる。そして、上記私案には、「原子力規制委員会は、原子力発電所が規制の基準を満たしているか否かを確認し、その結果により達成される安全レベルの説明を行うことを役割とする。」「原子力規制委員会は、その時点で最新の科学的知見を反映し、かつ、実現し得るものとして規制を定める必要がある。他方、事業者は、常に規制以上の安全レベルの達成を目指す必要がある。この両者が相まって継続的な安全向上が達成されることとなる。」という内容も含まれており、これらによれば、田中委員長の認識としても、新規制基準による規制によって一定の安全性確保が図られることが前提とされていたことが認められる。

　　　　以上によれば、田中委員長の「安全だということは、私は申し上げ

ません。」という発言における「安全」の意味は、「絶対的安全性」という意味で捉えるべきものであり、その発言の趣旨も、本件原子炉施設に係る審査書案が原子力規制委員会で了承されたことにより絶対的安全性が確保できたことにはならないというものとして理解すべきであると解される。よって、債権者らの上記指摘は、田中委員長の上記発言の趣旨を曲解するものであって相当でないというべきである。

 

　　イ　新規制基準への適合性判断の合理性

 

　　（ア）原子力規制委員会による新規制基準への適合性判断

 

　　　　　原子力規制委員会は、前記前提事実（12）のとおり、債務者の本件原子炉施設に係る発電用原子炉の設置変更許可、工事計画認可及び保安規定変更認可の各申請（本件原子炉施設の再稼働申請）について、新規制基準への適合性の審査を行い、平成26年９月10日に本件原子炉施設に係る発電用原子炉の設置変更について許可し、平成27年３月18日に川内１号機に係る工事計画を認可し、現在も、川内２号機に係る工事計画認可申請及び本件原子炉施設に係る保安規定変更認可申請についての審査を継続している。

　　　　　原子力規制委員会は、上記発電用原子炉設置変更許可に際して、審査書を取りまとめており、その中で本件原子炉施設の耐震安全性については、債務者が前記前提事実（8）及び前記（1）ウないし（オ）ａのとおり策定した基準地震動Ssを用いて本件原子炉施設の耐震安全性の評価を行うことにつき、前記（1）オ（イ）のとおり、債務者の実施した各種調査やこれに基づく基準地震動Ssの策定手法が新規制基準に適合するものと認められ、前記（1）オ（イ）のとおり、債務者が策定した耐震設計方針が新規削基準に適合し、かつ、地震ガイドを踏まえたものであると認める判断が示されている。また、上記の川内１号機に係る工事計画の認可により、川内１号機については、その耐震安全性につき新規制基準及び新技術基準ヘの適合性が認められたものといえる。

 

　　（イ）債務者による耐震安全性の評価

 

　　　　　川内２号機に係る耐震安全性の評価については、原子力規制委員会における工事計画認可申請についての審査が継続中であり、その新規制基準及び新技術基準への適合性判断は未だ示されていない状況にある。

　　　　　もっとも、原子力規制委員会は、前記（1）オ（イ）のとおり、債務者が策定した本件原子炉施設に係る耐震設計方針が新規制基準に適合し、かつ、地震ガイドを踏まえたものであると認める判断を示しており、債務者は、前記前提事（9）及び前記（1）ウ（オ）bのとおり、当該耐震設計方針(新規制基準及び新技術基準並びに地震ガイド及び工認ガイド、さらには技術基準規則解釈及び工認ガイドによりエンドース済みの民間規格並びにエンドースはされていないが最新の知見等が反映された電気協会耐震設計技術規程(2008)に従ったもの。)に基づき、本件原子炉施設に係る耐震安全性の評価を実施し、川内２号機の安全上重要な施設・設偏についても、その全ての評価項目において耐震安全性に係る評価基準値を満たしており、しかも当該評価基準値に対して上限とならないように工学的な判断に基づく余裕が確保されていることなどを確認したとしている。

 

　（ウ）債務者による主張疎明

 

　　　　前記（ア）の原子力規制委員会による新規制基準への適合性判断は、前記前提事実（7）アのとおり、原子力利用における安全性の確保に関する専門的知見等を有する委員長及び委員から成る原子力規制委員会により、債務者からの多数回にわたるヒアリングや、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示されたものであり、その調査審議及び判断過程が適正を欠くものとうかがわれる事情はなく、むしろその調査審議は厳格かつ詳細に行われたものと評価でき、その判断過程にも看過し難い過誤、欠落があるとはうかがわれないから、後記（エ）の債権者らの主張を踏まえ、あるいは福島第一原発における事故の経験等をも考慮した最新の科学的知見に照らしても、不合理な点は認められないというべきである。

　　　　また、前記（イ）の債務者による川内２号機に係る耐震安全性の評価については、原子力規制委員会による新規制基準及び新技術基準への適合性判断は未だ示されていないものの、その耐震設計方針については新規制基準等への適合性が認められており、当該耐震設計方針に基づき債務者が行った耐震安全性の評価の過程及び結果にも不合理な点は認められない。この点に関し、原子力規制委員会において現在継続中の川内２号機の工事計画認可申請についても、その調査審議の過程に不合理な点が存するとは認められない。

　　　　以上によれば、本件原子炉施設に係る基準地震動Ssの策定及び耐震安全性の評価に関し、原子力規制委員会が示した新規制基準への適合性

判断及び現在継続中の調査審議の過程に不合理な点かないことについて、債務者の側において、相当の根拠を示し、必要な資料を提出して、主張疎明されたものと認められる。

 

　（エ）債権者らの主張について

 

　　　ａ　「不確かさ」の考慮の在り方について

 

　　　（a）債権者らの主張

 

　　　　　債権者らは、基準地震動Ssの策定に当たっては、「不確かさ」を安全側に大きく考慮することが必要であり、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の評価にあっては、本来は既往最大地震を想定することでも足りず、想定可能な最大の地震を想定すべきであるところ、平均像を用いる場合には、その４倍に達する既往地震のデータがあるので、少なくとも平均像の４倍程度（本来的には10倍以上）の地震動想定が必要であるが、債務者による「不確かさ」の考慮は不十分であるなどと主張する。

　　　　　　また、「震源を特定せず策定する地震動」の評価に際して、債務

者が収集した観測記録をそのまま用いているとして、このような地震動評価が地震ガイドの基本方針に反する旨主張している。

 

　　　（b）債務者による「不確かさ」の考慮

 

　　　　　債務者は、「敷地ごとに震源を特定して策定する地震動」の策定

に当たって、前記（1）ウ（ウ）ｂのとおり、①地震調査委員会の知見を踏まえて活断層の面積を設定し、②平成９年５月鹿児島県北西部地震の観測記録に基づいて、平均効力降下量及びアスペリティ実効応力を設定し、③上記①、②の値等を基に別表②の式（1）～（3）を用いて震源パラメータを求め、本件震源モデルを構築しているところ、活断層の評価や本件震源モデルの構築に当たって「不確かさ」を考慮し、平均像（経験式）や地震観測記録等から導かれる地震動に対し、応答スペクトルに基づく手法による地震動評価にあっては約2.0～2.5倍の、本件震源モデルに基づく断層モデルを用いた手法による地震動評価にあっては約2.7～3.7倍の余裕を確保したとしている。なお、応答スペクトルに基づく手法による地震動評価における上記余裕には、内陸地殻内地震の補正係数や当該敷地における地震観測記録に基づく補正係数を用いていないことや、各検討用地震に係る応答スペクトルを全て包絡させることで考慮される余裕も含まれている。

　　　　　また、債務者は、「震源を特定せず策定する地震動」の策定に当たって、前記（1）ウ（エ）のとおり、留萌支庁南部地震の観測記録につきはぎとり解析を行う際、地震動の減衰定数を大きく設定し、はぎとり解析の計算方法についても複数の方法を用いて、そのばらつきを考慮して解析を行うことによって、地盤情報に付随する「不確かさ」を考慮したとしている。

 

　　　（c）本件震源モデルにおける不確かさの考慮

 

　　　　　債務者による本件震源モデルの構築は、①地震調査委員会の知見を踏まえた活断層の面積の設定、②平成９年５月鹿児島県北西部地震の観測記録に基づく平均応力降下量及びアスペリティ実効応力の設定、③上記①、②の値等を基に別表②の式（1）～（3）を用いた震源パラメータの設定等の過程を経て行われている。

　　　　　そして、①の活断層の面積の設定においては、別表③のとおり、地震調査委員会の知見に基づいて、債務者の調査結果よりも長い断層長さを用いており、詳細な活断層調査から得られた知見を基に、地域的特性を踏まえて想定すべき最大限の断層面積を設定したということができる（前記前提事実（8）イ（エ）、前記（1）ウ、後記ｂで述べるとおり、その活断層の調査は適正なものであると認められる。）。

　　　　　②の平均応力降下量及びアスペリティ実効応力の設定においては、前記前提事（8）ウ（イ）ａのとおり、本件原子炉施設の敷地周辺で発生した地震の観測記録のうち最も大きな揺れを観測した平成９年５月鹿児島県北西部地震の観測記録の実測値を用いている。債権者らは、平成９年に鹿児島県北西部で発生した二つの地震においても応力降下量の数値が相当異なることを理由に②の設定方法に疑問を呈するが、上記のとおり、本件原子炉施設の敷地周辺で最も大きな揺れを観測した地震を基にして平均応力降下量及びアスペリテイ実効応力を設定したものであるから(前記前提事実（8）ウ（イ）aのとおり、平成９年３月鹿児島県北西部地震は、同年５月の上記地震と比較すると、マグニチュードは大きいが、平均応力降下量、アスペリテイ実効応力及び短周期レベルＡは小さい。)、地域的特性を踏まえて想定すべき最大限の値を設定したということができる。

　　　　　③の震源パラメータの設定において、別表②の式（1）～(3)が用いられているところ、これらの関係式が理論的に導かれたものであるとしても、その理論式自体に誤差が内在する掛合には、これらの関係式から導かれる結果と実測値との間には一定の誤差が含まれることになる。債務者は、経験式であれば基礎データの｢ばらつき」を考慮すぺきであり、理論式であれば｢ばらつき」を考慮する必要はないかのような主張をするが、そのような主張を採用することはできない。しかしながら、①の活断層の面積の設定及び②の平均応力降下量及びアスペリテイ実効応力の設定において．地域的特性を踏まえて想定すべき最大限の値を設定した上で、当該地域においで発生し得る地震の傾向を把握するために理論式を用いて震源パラメータを設定し、その際に当該理論式に内在する最大限の誤差を考慮しなかったとしても、そのことから直ちに不確かさの考慮が不十分であると評価されるものではない(債務者は、このほかにも、アスペリティの位置、破壊開始点等を安金側に考慮し、不確かさ考慮モデルにおいて短周期レベルＡの値を1.25倍した評価も行っている｡)。債権者らの主張に従えば、各震源パラメータを設定する際に用いられるべき係数、関係式等の全てについて、観測記録等で判明している最大限の値を重畳的に用いなけれぱならないことになるが、そこまでの安全性を追求するという考え方もあり得ないではないものの、債務者の設定した程度の安全性をもって直ちに不合理であると評価することはできない。