判例検索β > 平成24年(行ウ)第15号
東海第二原子力発電所運転差止等請求事件
事件番号平成24(行ウ)15
事件名東海第二原子力発電所運転差止等請求事件
裁判年月日令和3年3月18日
裁判所名・部水戸地方裁判所  民事第2部
裁判日:西暦2021-03-18
情報公開日2021-04-19 16:00:41
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令和3年3月18日判決言渡

同日原本領収

裁判所書記官

平成24年(行ウ)第15号

東海第二原子力発電所運転差止等請求事件

口頭弁論終結日令和2年7月2日

当事者の表示


別紙1当事者目録1及び別紙2当事者目録2記載のとおり
主文
1被告は,別紙1当事者目録1記載の番号1ないし79の各原告との関係で,茨城県那珂郡東海村大字白方1番の1において,東海第二発電所の原子炉を運転してはならない。
2その余の原告らの請求をいずれも棄却する。
3訴訟費用は,
第1項記載の原告らに生じた費用の全部と被告に生じた費用の2
24分の79を被告の負担とし,その余の原告らに生じた費用の全部と被告に生じたその余の費用を同原告らの負担とする。
事実及び理由
目次
第1章請求.............................................................................................................16第2章事案の概要..................................................................................................16第1前提事実.........................................................................................................161当事者.............................................................................................................16⑴

原告ら.........................................................................................................16


被告.............................................................................................................16
2本件発電所の概要等.......................................................................................173原子力発電の仕組み等....................................................................................18⑴
核分裂と連鎖反応.......................................................................................18


原子力発電の仕組みと原子炉を構成する基本的な要素..............................19


放射性物質の人体への影響について...........................................................214本件発電所の基本的安全対策設備..................................................................225主な自然現象(地震,津波,火山)について................................................24⑴

地震.............................................................................................................24津波.............................................................................................................24


火山.............................................................................................................25
6福島第一発電所事故の発生.............................................................................27⑴

福島第一発電所事故の概要.........................................................................27


福島第一発電所事故による被害の概要.......................................................30
7原子力関連法令の改正及び新規制基準の策定等............................................31原子力基本法及び原子炉等規制法の改正....................................................31原子力規制委員会の設置.............................................................................34


新規制基準の策定(甲G64(丙Bア25)
・51~57頁)..................35



新規制基準の概要.......................................................................................36




新規制基準策定後の原子炉等規制法の改正(検査制度)...........................38
8深層防護の考え方...........................................................................................399原子力規制委員会の新規制基準の考え方(甲G64(丙Bア25)...........42)


安全性に対する考え方について(
新規制基準の考え方1-2参照)...42



深層防護との関係について(
新規制基準の考え方2-4,2-5参照)

...........................................................................................................................4310本件発電所の現在の許認可等の状況...........................................................44第2争点................................................................................................................46第3章当事者の主張..............................................................................................48第1

争点1(原子炉等規制法が違憲無効であることを理由とする差止請求の可否)
について....................................................................................................................48(原告らの主張)..............................................................................................48(被告の主張)..................................................................................................51第2

争点2(人格権に基づく原子炉運転差止請求における要件・主張立証責任等)
について....................................................................................................................521争点2-1(人格権に基づく原子炉運転差止請求の要件)について............52(原告らの主張)..............................................................................................52(被告の主張)..................................................................................................562争点2-2(人格権に基づく原子炉運転差止請求の主張立証責任等)について...............................................................................................................................58(原告らの主張)..............................................................................................58(被告の主張)..................................................................................................60
第3争点3(地震に対する安全確保対策(基準地震動の策定)
)について...........61
1争点3-1(新規制基準における基準地震動の意義)について...................61(原告らの主張)..............................................................................................61(被告の主張)..................................................................................................632争点3-2(
震源を特定して策定する地震動
)について...........................64


争点3-2-1(応答スペクトルに基づく地震動評価)について............64
(原告らの主張)..............................................................................................64(被告の主張)..................................................................................................68⑵

争点3-2-2(断層モデルを用いた手法による地震動評価(SMGAモデ
ル関係)
)について.............................................................................................72(原告らの主張)..............................................................................................72(被告の主張)..................................................................................................77⑶

争点3-2-3(断層モデルを用いた手法による地震動評価(不確かさの考
慮等)
)について................................................................................................86(原告らの主張)..............................................................................................86(被告の主張)..................................................................................................893争点3-3(
震源を特定せず策定する地震動
)について...........................93(原告らの主張)..............................................................................................93(被告の主張)..................................................................................................98第4争点4(地震に対する安全確保対策(耐震安全性)
)について...................107
1争点4-1(耐震安全性に関する新規制基準の合理性)について..............107(原告らの主張)............................................................................................107(被告の主張)................................................................................................1072争点4-2(圧力容器スタビライザ・ロッドの耐震安全性)について.......110(原告らの主張)............................................................................................110(被告の主張)................................................................................................114
3争点4-3(格納容器の耐震安全性)について..........................................125(原告らの主張)............................................................................................125(被告の主張)................................................................................................128第5争点5(津波に対する安全確保対策)について..........................................1331争点5-1(基準津波策定)について.........................................................133
(原告らの主張)............................................................................................133(被告の主張)................................................................................................1372争点5-2(津波対策)について................................................................142(原告らの主張)............................................................................................142(被告の主張)................................................................................................146
第6争点6(火山(気中降下火砕物)に対する安全確保対策)について..........1501争点6-1
(気中降下火砕物に係る保安規定変更認可申請前の司法審査の在り方等)について....................................................................................................150(原告らの主張)............................................................................................150(被告の主張)................................................................................................152
2争点6-2
(気中降下火砕物濃度の推定手法についての火山影響評価ガイドの規定の合理性)について.....................................................................................155(原告らの主張)............................................................................................156(被告の主張)................................................................................................1593争点6-3(被告による気中降下火砕物濃度の評価)について.................163(原告らの主張)............................................................................................163(被告の主張)................................................................................................167第7

争点7(事故防止に係る安全確保対策及びその実効性を確保するための対応)
について..................................................................................................................1721争点7-1(内部火災対策)について.........................................................172(原告らの主張)............................................................................................173(被告の主張)................................................................................................1762争点7-2(重大事故等対策(シビアアクシデント対策)
)について.........182
(原告らの主張)............................................................................................182(被告の主張)................................................................................................1953争点7-3(本件発電所の維持管理)について..........................................210
(原告らの主張)............................................................................................210(被告の主張)................................................................................................217第8争点8(立地審査及び避難計画)について..................................................2241争点8-1(立地審査)について................................................................224(原告らの主張)............................................................................................224
(被告の主張)................................................................................................2262争点8-2(避難計画)について................................................................229(原告らの主張)............................................................................................229(被告の主張)................................................................................................234第9争点9(東海再処理施設との複合災害の危険性)について.........................238
(原告らの主張)............................................................................................238(被告の主張)................................................................................................240第10争点10(経理的基礎の要件の範囲及びその有無等)............................244(原告らの主張)............................................................................................244(被告の主張)................................................................................................247第4章当裁判所の判断.........................................................................................252第1

争点1(原子炉等規制法が違憲無効であることを理由とする差止請求の可否)
について..................................................................................................................252第2

争点2(人格権に基づく原子炉運転差止請求における要件・主張立証責任等)
について..................................................................................................................2531争点2-1(人格権に基づく原子炉運転差止請求の要件)について..........253⑴

人格権に基づく差止請求...........................................................................253


発電用原子炉施設の原子炉運転差止請求に係る具体的危険.....................254


原子力規制委員会の許認可と具体的危険について...................................257
2争点2-2(人格権に基づく原子炉運転差止請求の主張立証責任等)について.............................................................................................................................260第3争点3(地震に対する安全確保対策(基準地震動の策定)
)について.........261
1認定事実1
(新規制基準以前の原子力発電所の地震対策に係る規制及び大規模地震の発生について).........................................................................................261⑴



1995年兵庫県南部地震.......................................................................263旧耐震設計審査指針に基づくバックチェック..........................................266


2005年宮城県沖地震...........................................................................267


新耐震設計審査指針への改訂(乙Bイ1,丙D14)............................267

旧耐震設計審査指針の策定.......................................................................262


昭和45年安全設計審査指針(本件発電所設計・運転開始時)..............262
2007年能登半島地震(丙D74,75)..........................................269


2007年新潟県中越沖地震...................................................................270


新耐震設計審査指針に基づくバックチェックの実施(甲D3,76)...271⑽
東北地方太平洋沖地震..............................................................................271
2認定事実2(新規制基準の内容・地震動評価の手法等について)..............278⑴


地震動評価の手法その1(応答スペクトルに基づく地震動評価手法)...298


地震動評価の手法その2(断層モデルを用いた地震動評価手法)..........301


新規制基準の内容.....................................................................................278
他の分野における地震動評価...................................................................315
3
認定事実3(新規制基準下における本件発電所の基準地震動策定等について)
.............................................................................................................................319⑴

敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(内陸地殻内地震).........320
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(プレート間地震).........326



敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(海洋プレート内地震).332



震源を特定せず策定する地震動.........................................................332


基準地震動Ssの策定..............................................................................336


原子力規制委員会による適合性判断等.....................................................338





地震に関する各種調査..............................................................................319
新規制基準策定後の事情...........................................................................339
4争点3-1(新規制基準における基準地震動の意義)について.................340⑴

新規制基準における基準地震動................................................................340検討...........................................................................................................341
5争点3-2-1(応答スペクトルに基づく地震動評価)について..............344⑴


内陸地殻内地震について...........................................................................345


プレート間地震について...........................................................................346

応答スペクトルに基づく手法における補正の在り方................................344
小括...........................................................................................................347
6争点3-2-2(断層モデルを用いた手法による地震動評価(SMGAモデル関係)
)について..................................................................................................347⑴

問題の所在................................................................................................347


東北地方太平洋沖地震を検討用地震とする基準地震動の策定において周期
1~2秒の強震動パルスを考慮することについて..........................................347⑶
被告がSPGAモデル又は不均質なSMGAモデルによらず,標準的なSM
GAモデルにより地震動評価を行ったことについて.......................................3537争点3-2-3(断層モデルを用いた手法による地震動評価(不確かさの考慮等)
)について.....................................................................................................356⑴


内陸地殻内地震における不確かさの考慮等..............................................356プレート間地震における不確かさの考慮..................................................358


小括...........................................................................................................359
8争点3-3(
震源を特定せず策定する地震動
)について.........................359⑴


震源の規模が推定できない地震(Mw6.5以上)について.................360


震源の位置も規模も推定できない地震(Mw6.5未満)について.......363


地震動審査ガイドの見直しの議論について..............................................365


鉄道構造物との比較..................................................................................366


湾岸構造物との比較..................................................................................368


加藤ほか(2004)について................................................................359
小括...........................................................................................................368
9争点3(基準地震動の策定)についての総括..............................................369第4争点4(地震に対する安全確保対策(耐震安全性)
)について...................369
1認定事実4(耐震安全性に係る規制の内容等)..........................................369⑴


新規制基準における耐震設計規制(原子炉設置(変更)許可段階).......374

新規制基準以前における耐震設計について..............................................369
地震動審査ガイド(Ⅱ.耐震設計方針)..................................................383


新規制基準における耐震設計規制(工事計画認可段階).........................390


工認審査ガイド(丙Bア20)................................................................392⑹

設計用の規格類.........................................................................................405


加圧試験等の知見.....................................................................................413


安全率について.........................................................................................415
2認定事実5(本件発電所の耐震安全性について).......................................415本件発電所の基本的な構造(丙D159・41,42頁).....................415本件発電所の耐震安全性評価...................................................................417


圧力容器スタビライザ..............................................................................420


格納容器....................................................................................................425




原子力規制委員会による適合性判断.........................................................431
3争点4-1(耐震安全性に関する新規制基準の合理性)について..............431⑴

新規制基準における耐震安全性の体系について.......................................431


原告らの主張について..............................................................................432
4争点4-2(圧力容器スタビライザ・ロッドの耐震安全性)について.......433⑴


本件許容値について..................................................................................436


本件発生値について..................................................................................433
小括...........................................................................................................440
5争点4-3(格納容器の耐震安全性)について..........................................441⑴

座屈について............................................................................................441座屈以外について.....................................................................................445
6争点4(耐震安全性)についての総括.........................................................446第5争点5(津波に対する安全確保対策)について..........................................4461認定事実6(津波対策に係る規制等).........................................................446⑴


東北地方太平洋沖地震による津波被害.....................................................447設置許可基準規則・同解釈.......................................................................450


津波審査ガイド(Ⅰ.基準津波)............................................................456


津波審査ガイド(Ⅱ.耐津波設計方針)..................................................462⑸

技術基準規則・同解釈..............................................................................465


耐津波設計に係る工認審査ガイド(丙Bア21)...................................466


船舶の緊急退避又は係留避泊について.....................................................467
2認定事実7(本件発電所における基準津波の策定について).....................469津波に関する各種調査..............................................................................469プレート間地震に起因する津波の評価(丙D159・57~64頁)...472


プレート間地震以外の地震に起因する津波の評価...................................476


地震以外に起因する津波の評価................................................................476


基準津波の策定.........................................................................................477


原子力規制委員会による適合性判断.........................................................478





基準津波策定後の事情(巨大地震モデル検討会概要報告の公表)..........478
3認定事実8(本件発電所の津波対策について)..........................................483⑴


基準津波に対する耐津波安全性の確認.....................................................485


津波に伴う漂流物について.......................................................................486


本件発電所における津波対策...................................................................483
設計を超える事象(津波が敷地内に遡上又は流入する事象)に対する対策
.........................................................................................................................494⑸

原子力規制委員会による適合性判断.........................................................495
4争点5-1(基準津波策定)について.........................................................495⑴

基準津波の意義について...........................................................................495


津波審査ガイドについて...........................................................................498


巨大地震モデル検討会概要報告について..................................................499


小括...........................................................................................................500
5争点5-2(津波対策)について................................................................500⑴

津波波源及び流向の想定について............................................................500


大型船舶を津波に伴う漂流物として想定することの要否について..........5026争点5(津波に対する安全確保対策)についての総括................................505第6争点6(火山(気中降下火砕物)に対する安全確保対策)について..........5051認定事実9(火山に対する規制等について)..............................................505⑴

技術基準規則・解釈..................................................................................508火山影響評価ガイドの策定(甲D57)..................................................508


平成29年実用炉規則等の改正................................................................510


令和元年火山影響評価ガイド(甲D202,丙Bア38,丙D201)523




設置許可基準規則・解釈(甲Bア5).....................................................506
降下火砕物のシミュレーションソフト(Tephra2)について..................523
2認定事実10(本件発電所の敷地周辺の火山に関する評価について).......526⑴

本件発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出..............................................526


本件13火山についての設計対応が不可能な火山事象に係る個別評価...527


本件発電所の安全性に影響を及ぼし得る火山事象の抽出及びその影響評価
.........................................................................................................................5273認定事実11(降下火砕物への対策等について).......................................527⑴

直接的影響とその対策..............................................................................527


間接的影響とその対策..............................................................................531


原子力規制委員会による適合性判断.........................................................531
4争点6-1
(気中降下火砕物に係る保安規定変更認可申請前の司法審査の在り方等)について....................................................................................................531⑴

相当の根拠,資料に基づく主張立証について...................................531


気中降下火砕物濃度の推定等を保安規定変更認可申請において審査するこ
との合理性.......................................................................................................5335争点6-2
(気中降下火砕物濃度の推定手法についての火山影響評価ガイドの規定の合理性)について.....................................................................................535⑴

大きな不確実さを有することについて.....................................................535⑵

3.1の手法について..............................................................................536


3.1の手法と3.2の手法を選択的に用いることについて.................538


小括...........................................................................................................539
6争点6-3(被告による気中降下火砕物濃度の評価)について.................5397争点6(気中降下火砕物)についての総括..................................................539第7

争点7(事故防止に係る安全確保対策及びその実効性を確保するための対応)
について..................................................................................................................5391認定事実12(原子力発電所の内部火災対策規制とケーブルについて)...540⑴

旧火災防護審査指針(甲C24)............................................................540設置許可基準規則(甲Bア5,丙Bア9)..............................................540


火災防護審査基準(丙Bア11)............................................................541


電気学会推奨案(丙C12)...................................................................544


ACAガイド(丙C13).......................................................................544


一般用ケーブルの耐用年数について.........................................................545


本件発電所のケーブルについて................................................................546





ブラウンズフェリー火災事故...................................................................540
OFケーブル火災事例(甲C105,丙C15)...................................546
2認定事実13(重大事故等対策に係る規制等について)............................547⑴

新規制基準における重大事故等対策に係る規制の概要............................550重大事故等対策の有効性評価に係る設置許可基準規則・同解釈の定め...555


有効性評価ガイド.....................................................................................561


PRAについて.........................................................................................564




新規制基準策定以前の重大事故等対策に係る規制等................................547
水素爆発について.....................................................................................568


水蒸気爆発について..................................................................................570


大規模損壊対策について...........................................................................5773認定事実14
(原子力発電所の事故防止に係る安全確保対策の実効性を確保す
るための規制について).....................................................................................578⑴

高経年化対策実施ガイド(丙Bア23)..................................................578延長審査基準及び延長ガイド...................................................................579


亀裂その他の欠陥の解釈及び維持規格..............................................580
4認定事実15(本件発電所の事故防止に係る安全確保対策について).......581⑴


異常拡大防止対策.....................................................................................587


放射性物質異常放出防止対策...................................................................589


福島第一発電所事故を踏まえた安全確保対策の強化................................593


原子力規制委員会による適合性判断.........................................................621


異常発生防止対策.....................................................................................581
本件意見公募手続における回答................................................................622
5認定事実16
(本件発電所の事故防止に係る安全確保対策の実効性を確保する
ための対応について).........................................................................................623本件発電所における維持管理に係る対応の概要.......................................624具体的な維持管理に係る対応...................................................................624


運転期間の延長に係る対応.......................................................................629


本件発電所における損傷等の事例............................................................640




原子力規制委員会による適合性判断.........................................................644
6争点7-1(内部火災対策)について.........................................................644⑴

火災防護審査基準が安全系ケーブルに限り難燃ケーブルの使用を要求して
いることについて............................................................................................644⑵

難燃ケーブルに代えて複合体を用いることについて................................646内部火災対策についての小括...................................................................650
7争点7-2(重大事故等対策(シビアアクシデント対策)
)について.........651


重大事故等対策の有効性評価について.....................................................651⑵

水素爆発対策について..............................................................................663


水蒸気爆発対策について...........................................................................667


大規模損壊対策について...........................................................................672
8争点7-3(本件発電所の維持管理)について..........................................672⑴

老朽化(中性子脆化を除く)について.....................................................672


中性子照射脆化について...........................................................................674


小括...........................................................................................................675
9
争点7(事故防止に係る安全確保対策及びその実効性を確保するための対応)
についての総括....................................................................................................675第8争点8(立地審査及び避難計画)について..................................................6761認定事実17(立地審査指針)...................................................................676⑴

立地審査指針について(甲G63,乙Bイ9,19)............................676


新規制基準において立地審査指針を採用しない原子力規制委員会の考え方
(甲G64(丙Bア25)
・385~402頁)............................................6812認定事実18
(原子力災害対策法制及び本件発電所周辺の地方自治体における
避難計画の策定状況等).....................................................................................685⑴


本件発電所周辺地方自治体における避難計画の策定状況等.....................703

原子力災害対策に係る法的枠組み等.........................................................685
避難時間シミュレーション.......................................................................716


屋内退避及び避難について.......................................................................716
3争点8-1(立地審査)について................................................................718⑴


原則的立地条件⑵・基本的目標a・指針1(非居住区域)について.......718

立地審査指針を採用していないことについて..........................................718
原則的立地条件⑶・基本的目標b・指針2(低人口地帯)について.......719


原則的立地条件⑶・基本的目標c・指針3について................................720


立地審査の必要性について.......................................................................7204争点8-2(避難計画)について................................................................721⑴

新規制基準の合理性について...................................................................722


避難計画について.....................................................................................722
5争点8(立地審査及び避難計画)についての総括.......................................729第9争点9(東海再処理施設との複合災害の危険性)について.........................7301認定事実19(東海再処理施設等について)..............................................730⑴


近接原子力施設からの影響審査について..................................................730

周辺施設の影響審査に係る設置許可基準規則・同解釈の定め.................730
東海再処理施設について...........................................................................731
2争点9(東海再処理施設との複合災害の危険性)について.........................738⑴

東海再処理施設の事故等を設置許可基準規則6条3項の事象として考慮し
ていないことについて.....................................................................................738⑵

審査基準の合理性について.......................................................................739小括...........................................................................................................740
第10争点10(経理的基礎の要件の範囲及びその有無等)について..............7401認定事実20(被告の経理的基礎について)..............................................740⑴


本件設置変更許可申請時...........................................................................741

被告の事業等............................................................................................740
本件設置変更許可後の事情.......................................................................742
2争点10(経理的基礎の要件の範囲及びその有無等)について.................743⑴

本件設置変更許可申請に係る原子炉等規制法43条の3の6第1項2号の
経理的基礎の要件該当性について...................................................................743⑵

維持管理に係る経理的基礎について.........................................................745小括...........................................................................................................746
第11結論...........................................................................................................746
第1章

請求

被告は,茨城県那珂郡東海村大字白方1番の1において,東海第二発電所の原子炉を運転してはならない。
第2章
事案の概要

本件は,茨城県外1都1府8県に居住する原告らが,被告に対し,被告が茨城県東海村内に設置する東海第二発電所(以下本件発電所という。
)の原子炉の運転によ
り,原告らの人格権が侵害される具体的危険性があるとして,人格権に基づく妨害予防請求として,本件発電所の原子炉の運転の差止めを求める事案である。なお,原告らは,本件と併せて国を被告とする本件発電所の原子炉設置許可処分の
無効確認の訴え及び本件発電所使用停止命令の義務付けの訴えを併合提起したものの,これらの訴えを取り下げた。
第1前提事実
当事者間に争いのない事実,当裁判所に顕著な事実並びに掲記の証拠(なお,証拠番号に枝番号があるものについては,
特記しない限り,
枝番号を全て含む。
以下同じ。


及び弁論の全趣旨により容易に認められる事実は,以下のとおりである。また,本件では,改正経緯,用語の説明又は本件発電所の安全対策等との対応関係を分かりやすくするため,
法令等の定めについても,
前提事実又は認定事実の項目の下で摘示した。
1当事者
⑴原告ら

原告らは,別紙1当事者目録1記載の住所地に居住する者である。原告らの居住地と本件発電所との距離は,同別紙の距離欄に記載のとおりであり,最も近い者で1.69km(茨城県那珂郡東海村内)
,最も遠い者で1073.53km(鹿児島県
鹿児島市内)である。
(弁論の全趣旨)
⑵被告

被告は,昭和32年11月1日に設立され,原子力発電の開拓企業化のために,原子力発電所の建設,
運転操作及びこれに伴う電気の供給並びにこれに付帯関連する事
業を営むことを主たる目的とする株式会社であり,本件発電所を設置している(丙G2)

2本件発電所の概要等
本件発電所は,茨城県那珂郡東海村大字白方1番の1に所在する。同所は,東京の北方約130km,水戸市の東北約15kmの地点にあって,太平洋に面している。本件発電所には,商業発電用の原子炉が1基設置されている(以下本件原子炉という。。本件原子炉は,電気出力110万kWの沸騰水型原子炉(BWR)である。)
(丙H3本文1~3頁,同添付書類二・2-1頁)
被告は,昭和46年12月21日,内閣総理大臣に対し,昭和52年法律第80号
による改正前の核原料物質,核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律(以下,改正の前後を問わずこの法律を原子炉等規制法という。
)23条に基づき,本件発電所
の原子炉設置許可申請を行った(乙C1,2。なお,被告は,昭和47年11月15日付けで上記申請の内容の一部を訂正している(乙C3))
。。
内閣総理大臣は,昭和46年12月23日,原子力委員会に対して,上記申請につ
いて,
上記改正前の原子炉等規制法24条1項各号についての意見を求め(乙C4)

原子力委員会委員長は,同日,原子炉安全専門審査会に対して本件発電所の安全性についての調査審議をするよう指示し
(乙C5,
6の1)それ以外の事項は直接審議し

た。原子炉安全専門審査会は,調査審議の結果,昭和47年11月17日,原子力委員会委員長に対して本件発電所の設置に係る安全性は十分確保し得るものと認める
との報告をした(乙C8の5・4頁,乙C10・1頁,乙C11・8頁)。なお,原子
炉安全専門審査会は,当時の原子力委員会設置法14条の2に基づき,原子力委員会委員長の指示により,
原子炉に係る安全性に関する事項を調査・審議する機関であり,
昭和47年当時,原子力工学,機械工学等の専門家である審査委員29名と調査委員10名により構成されていた(乙C7・10,11枚目)
。原子力委員会は,上記報告

を踏まえて調査審議し,同年12月22日,内閣総理大臣に対し,被告による許可申請が上記改正前の原子炉等規制法所定の許可要件に適合しているものと認める旨を答申した(乙C12,6の2)

内閣総理大臣は,昭和47年12月23日,被告に対し,上記改正前の原子炉等規制法23条1項に基づき,本件発電所の本件原子炉の設置を許可した(乙C13)。
被告は,その後,本件発電所を建設し,昭和53年11月28日,本件発電所は営業運転を開始した(丙G2)

3原子力発電の仕組み等
⑴核分裂と連鎖反応
1個の原子核が複数の原子核に分裂する現象を核分裂という。中性子を吸収して核分裂を起こしやすいのは,ウランやプルトニウムなどの重い元素の同位体のうち,ウ
ラン235やプルトニウム239などであり,
これらを核分裂性核種という
(丙A1・
23頁,丙C40・68頁)

核分裂性核種の原子核は,
核外から中性子を吸収すると複数の原子核に分裂しやす
い性質を有している。核分裂性核種の原子核が中性子を吸収して核分裂すると,大きなエネルギーを発生させるとともに,
放射性物質である核分裂生成物
(ヨウ素131,

セシウム137等)2ないし3個の速度の速い中性子
と,
(高速中性子)
とを生ずる。
この中性子の一部が他の核分裂性核種の原子核に吸収されて次の核分裂を起こし,連鎖的に核分裂が持続する現象を核分裂連鎖反応という。核分裂連鎖反応によって持続的に生じるエネルギーを熱エネルギーとして取り出し,発電に利用するのが原子力発電である。
(丙A1・23頁,丙C40・68頁)

核分裂により生じた核分裂生成物は,放射線を出しながら別の原子核に変化していくが(放射性崩壊)
,その際に放出されるエネルギーが周辺の物質に吸収されて最終
的に熱になったものを崩壊熱という。使用済燃料からは崩壊熱及び放射線が発生しているが,崩壊熱は,時間とともに減少する。例えば,ウラン燃料では,原子力発電所が発電をしている定格出力時に発生する熱と比べると,崩壊熱は原子炉の停止直後に
約7%,24時間後に1%未満になる。しかし,崩壊熱の減衰は時間が経つにつれて緩やかとなるため,原子炉の停止から1年後でも約0.2%は残る。そして,原子炉の熱出力は非常に大きいため,
長期にわたり冷却を続けなければ,
炉心溶融を起こす。
(甲C76の1・6頁,甲G64(丙Bア25)
・196,197頁)
放射性物質の放射能は,時間が経つにつれて弱まる(減衰する)性質があり,放射能が半分に減るまでにかかる時間を半減期というところ,ヨウ素131の半減期は8日と短いが,セシウム137の半減期は30.2年と長く,プルトニウム239の半減期に至っては2.4万年と非常に長期に及ぶ(丙A1・44頁)。
⑵原子力発電の仕組みと原子炉を構成する基本的な要素原子力発電の仕組みと原子炉を構成する基本的な要素は,以下のとおりである(甲G64(丙Bア25)
・29~36頁,丙A1・25~27頁,丙C40・付属資料3

頁)

原子力発電の仕組みは,
原理的には火力発電におけるボイラを原子炉に置き換えた
ものであり,
蒸気の力によってタービンを回転させて電気を起こす点では火力発電と同じである。
原子炉は,上記⑴の核分裂連鎖反応を安定的に制御しながら持続させ,それにより
発生する熱エネルギーを安全かつ有効に取り出し,その熱エネルギーによって蒸気を発生させる装置である。
原子炉を構成する基本的な要素は,核分裂を起こして熱エネルギーを発生させる燃料,
核分裂によって発生する高速中性子を次の核分裂を起こしやすい熱中性子の速度にまで減速させるための減速材,核分裂で発生するエネルギーを外部に取り出すため
の冷却材,
核分裂により発生する中性子を吸収して核分裂連鎖反応を安定的に制御するための制御材である。
原子炉にはいくつかの種類があるが,そのうち,減速材及び冷却材の両者の役割を果たすものとして軽水(普通の水)を用いるものを軽水型原子炉(軽水炉)という。この軽水型原子炉には,原子炉の中で冷却材である水を沸騰させ,そこで発生した
蒸気を直接タービンに送る沸騰水型原子炉(BWR)と,原子炉の中で一次冷却材である水に高圧をかけ,その沸騰を抑えることによって高温の水を作り,それを蒸気発生器に導き,
そこで高温の水のもつ熱エネルギーを別の系統に流れている二次冷却材である水に伝え,この水を蒸気に変えてタービンに送る加圧水型原子炉(PWR)とがある。
BWRに用いる核燃料には,
ウラン235を3~5%含む二酸化ウランを円柱状に
焼き固めた燃料ペレットが使用されており,この燃料ペレットを金属(中性子吸収が少ないという特徴を持つジルコニウム合金であるジルカロイ)製の燃料被覆管の中に縦に積み重ね,両端を密封したものが燃料棒である。この燃料棒は,数十本ごとにまとめられて一つの燃料集合体を形成しており,数百体で炉心を構成している。また,制御材としては,その内部に中性子吸収材(炭化ほう素等)が詰められているステン
レス鋼管数十本を十字型に配列してステンレス鋼板で覆った制御棒などが使用されており,
この制御棒を炉心の下部から出し入れすることによって炉心に存在する中性子の数を増減させ,核分裂反応を調整し,出力を制御している。
これらの燃料集合体及び制御棒は,鋼鉄製の原子炉圧力容器(以下,単に圧力容器という。)に収められている。圧力容器には,高温(約290℃:冷却材出口温
度)
,高圧(約70気圧)の冷却材と減速材を兼ねる水(原子炉冷却材)が入れられており,この水は,核分裂反応によって生じた熱によって沸騰し,高温,高圧の蒸気が作られる。この蒸気は圧力容器から主蒸気管を通ってタービンに送られ,タービンにおいて,その熱エネルギーの一部が機械的回転エネルギーに変換され,タービンに結合された発電機により発電を行う。
タービンを回転させた蒸気は,
復水器で冷却水
(海

水)により冷却されて水となり,この水は給水管を通って圧力容器内に戻される(なお,復水器において,放射性物質を含んだ原子炉冷却材(蒸気)とその冷却に使用する冷却材(海水)とは,復水器内の伝熱管を通じて熱交換を行っていることから,これらが接触することはない。。

また,BWRでは,圧力容器に,原子炉冷却材再循環系配管,再循環ポンプ等から
成る原子炉冷却材再循環系設備を接続して,圧力容器内の沸騰水(水蒸気の泡(ボイド)を含む。
)の循環量を調整している。上記のとおり,BWRにおいては,水が冷却材及び減速材の役割を果たしているため,減速材としての沸騰水の再循環量を調整することで炉心内の減速材の量が変化し,これにより出力を調整することができる。このようにBWRにおいては,
制御棒とともに再循環の流量により出力を調整すること
ができる。
圧力容器内で発生した蒸気がタービン,復水器を経て水になり,再び圧力容器に戻ってくる水の循環経路を構成する設備及び上記原子炉冷却材再循環系設備などを原子炉冷却系統設備という。
⑶放射性物質の人体への影響について
放射性物質の人体への影響については,
以下のとおりである
(甲C76の1・
6頁,

丙A1・47~48頁)

ア人体が放射線を受けることを被ばくといい,放射性物質などの放射線の発生源(線源)が体の外にあり,体外から放射線を受けることを外部被ばくという。一方,呼吸や飲食によって放射性物質を体内に取り込んだり,皮膚に付着した放射性物質が傷口から体に入ったりすることによって,体の中に取り込まれた線源から放射線を受
けることを内部被ばくという。
また,瞬時若しくは短時間に放射線を被ばくすることを急性被ばくといい,長期間にわたって繰り返し,
あるいは連続的に少しずつ放射線を被ばくすることを慢性被ば
くという。
イ放射線による健康影響には,確定的影響(組織反応)と確率的影響の2種類が
ある。
(ア)確定的影響(組織反応)
ある一定の線量以上の放射線による被ばくをしたときに現れる影響を確定的影響(組織反応)といい,高い線量の放射線によって多数の細胞が死ぬことにより,組織や臓器が傷つけられ,不妊,脱毛,紅斑,白血球減少などの症状が現われ,受けた放
射線量が高いほど,症状が重篤になる。
平成11年9月30日に茨城県那珂郡東海村にある株式会社JCОの核燃料加工施設で発生した臨界事故においては,作業員3名が多量の被ばくをし,うち2名が死亡した(甲A22)

(イ)確率的影響
確率的影響とは,
高い線量でも低い線量でも被ばくから数年以上経ってから現れる
可能性がある,発がんと遺伝性影響を指す。
発がんに至るまでには放射線による遺伝子の傷が完全に修復されないまま細胞が生き続け,何段階にもわたる変異が重なることなどによって細胞のがん化が起きる。そのため,発がんは,ある確率で発生し,受けた放射線量が多いほど発がんの確率が高くなる。発がんリスクについては,100mSvを超える線量域においては線量の
増加と発がんのリスクが正の相関関係にあることが広島・長崎の原子爆弾被爆者の疫学調査の結果から証明されているが,100mSv以下の線量域では,放射線による発がんの影響は,
仮にネガティブな影響が存在したとしても喫煙や飲酒など他の要因による影響に隠れてしまうほど小さいことや,低線量では不確実性が大きいことから,統計上有意な結果が得られておらず,
そのリスクは未だ解明されていない
(乙A12・

4頁)

遺伝性影響は,放射線によって精子や卵子などの生殖細胞の遺伝子が傷つき,子供や孫に異常が現れるものである。
ウ被ばくによる人体への影響を身体的影響と遺伝性影響とに分類すると,身体的影響については,被ばく後発症までの期間により急性障害と晩発障害とに分けられ,
晩発障害の例が発がんである。
4本件発電所の基本的安全対策設備
本件発電所の基本的な安全対策は,以下のとおりである(甲G64(丙Bア25)・
37~40頁,丙C40・3頁,同付属資料11~16頁,丙H3・添付書類八・8-9-1~37頁)


原子力発電所の安全確保対策の基本は,異常を検知した場合には原子炉を緊急停止して核分裂反応を止めること止める,

)原子炉停止後も発生する崩壊熱を,
冷却水
によって除去し,冷やすこと(
冷やす,放射性物質を内部に閉じ込め,その異常な

放出を防止すること(
閉じ込める
)にある。
まず,原子炉を止めるための設備としては,制御棒があり,原子炉の運転中に異常が発生した場合に原子炉を緊急停止(スクラム)する必要がある場合には,原子炉緊急停止系が起動し,全制御棒が炉心に急速に挿入され,原子炉は緊急停止される設計となっている。
次に,
原子炉を緊急停止した後も発生する崩壊熱を除去するため,
炉心を
冷やす
設備として,例えば,給水系や配管の破断等が生じた場合には非常用炉心冷却系と呼ばれる設備等があり,これにより,圧力容器への注水等を行うことができる。
最後に,放射性物質の異常な放出を防止する閉じ込めるための設備として,例えば,原子炉格納容器(以下,単に格納容器ともいう。
)等がある。本件発電所に
おける格納容器は,圧力容器及び原子炉冷却材再循環系を取り囲むドライウェル,サプレッション・チェンバ及び鉄筋コンクリート基礎盤から構成されており,ドライウェルとサプレッション・チェンバはベント管で繋がれている。冷却材喪失時には,原
子炉水位低等の信号により自動的に隔離弁を閉止し,外部と隔離する。そして,ドライウェル内に放出された放射性物質を含む蒸気と水との混合物は,ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内のプール水中に導かれる。ここで蒸気がプール水で冷却され,凝縮することによって,ドライウェル内圧の上昇が抑制され,ドライウェル内に放出された放射性物質を格納容器内に閉じ込める。

閉じ込める設備として,上記の格納容器に加え,燃料ペレット,燃料被覆管,圧力容器(接続される配管,弁とともに圧力バウンダリを形成し,異常発生時には隔離弁閉止により圧力バウンダリが隔離される。
)及び原子炉建屋(格納容器を収納し
た気密の建屋)を指して五重の壁と称することもある。
なお,
使用済燃料は,
前記3⑴のとおり崩壊熱を有することから,
本件発電所では,

原子炉建屋内に設けた使用済燃料プール内又は乾式貯蔵建屋内の乾式貯蔵設備内に貯蔵して崩壊熱を除去することとしている。
5主な自然現象(地震,津波,火山)について
原子力発電所の安全確保の上で,
主として問題となる自然現象
(地震,
津波,
火山)
の基本的性質等は,以下のとおりである(甲G64(丙Bア25)・247~248
頁,
321~323頁,
328~330頁,332頁,丙D12,13・1~15頁,
丙D159・54頁,同付属資料155頁)

⑴地震
本件発電所が位置する茨城県周辺においては,
陸側のプレート北米プレート


もいわれる。,太平洋プレート,フィリピン海プレートの3つのプレートが重なって)
おり,敷地東方においては陸側のプレートの下に太平洋プレートが沈み込み,敷地南
方においては陸側のプレートの下に相模トラフから北西方向にフィリピン海プレートが沈み込み,フィリピン海プレートの下部では,日本海溝から西向きに太平洋プレートが沈み込んでいる。各プレートは異なる方向に動いており,プレート同士が衝突したり,一方のプレートがもう一方のプレートの下に沈み込んだりしており,このようなプレートの動きによって蓄積されたひずみが限界を超えると,地下の岩盤が周囲
から力を受けることによってある面(震源断層面)を境としてずれる現象,すなわち地震が生じる。
地震が生じると震源断層面からエネルギー(地震波)が放出されて,地震波がある地点に到達すると地盤に揺れが生ずる。この揺れが地震動である。地震の際に震源から放出される地震波は,震源断層面におけるすべりの過程の特性

震源特性
)の影響を受けた特徴を有しており,震源から遠ざかるにつれてエネルギーが拡散され地震波の振幅を減衰させながら,地震波の伝播速度が大きい深い地盤内を伝わり(
伝播経路特性,その後,浅い地盤に入射した地震波は地表に向かっ)
て,
地震波の振幅を増大させ又は減衰させながら伝播していくこと地盤増幅特性(

が知られており,これらの特徴には地域性がある。

⑵津波
津波には,地震による津波とそれ以外の要因(地すべり,斜面崩壊等)による津波とがあるところ,地震による津波とは,沖合で発生した地震による海底の地殻変動に伴い海面変位が発生し,それが沿岸に伝播していく現象であり,地震以外の要因による津波も,海面変位が発生して沿岸に伝播していくという点では同じである。津波は,水深が深いほど速く進み,陸地に近づき水深が浅くなるほど速度が遅くなる一方で,波高が沖合よりも高くなるという性質を有している。
津波の波長は,沖合で数十kmから数百kmにもなるが,波高は海底の上下方向の地殻変動に応じて最大でも数mという大変緩やかな水面の傾きしかないため,波として認識することはできない。しかし,沿岸に近づいて水深が浅くなるにつれて波長は短くなり,逆に波高は高くなるのでここで初めて波として認識できるようになる。
海岸に到達した津波の一部は陸上に遡上し,一部は反射されて沖合に戻っていく。発生したときは比較的単純な波形の津波であっても海底地形や海岸線の形状などにより津波の波高は変化するため,10m離れただけで,津波の高さが全く異なる場合もある。また,反射を繰り返すことで複雑な波となるため,何回も押し寄せてくることになり,第一波よりも高い津波が来る場合もある。海岸線の形状による変化につい
ては,例えば,岬の突端とその周辺地域においては,岬付近の水深の変化によって津波が屈折し,岬付近の海岸にエネルギーが集中して津波が高くなり,V字型の湾では湾奥ほど波が集中し,平坦な海岸よりも海面の上昇が大きくなる。また,地震による津波のうち,プレート間地震による津波についてみると,固着していた断層面がすべり,
戻る際に海水を押し上げることによって津波が発生するため,

断層面のすべり量が大きいと,押し上げる海水の量が多くなり,大きな津波となる。
さらに,津波によって流されてきたものを津波に伴う漂流物といい,この漂流物が建物・建築物に衝突することで,外壁に大きな開口を生じるなど損傷を与えることがある。船舶や車両,材木等が漂流物になりやすいとされており,一般的な建物におけ
る津波被害の原因の一つとなっている。
⑶火山
世界には,火山が広く分布しており,その多くは,プレート境界に沿って形成される火山弧で,
火山島や火山を含む山々の連鎖である。
我が国には5つの火山弧
(千島,
東北日本,伊豆―小笠原,西南日本及び琉球)がある。
火山の噴火は,
地下で生成されたマグマが地表に噴出することによって生じるものである。
一般に,火山弧の活動はプレートの沈み込みとテクトニクス場(主に岩石圏の動きによる地殻の応力場)に関連すると考えられている。太平洋プレートが沈み込む際,プレート上部の海洋地殻には多くの水(含水鉱物)が含まれており,これらが脱水する温度・圧力条件まで沈み込むと水を放出する。
放水された水はマントル内を上昇し,

水の介在により融点が降下するため,岩石を溶解する温度・圧力条件を満たす領域でマグマが生成されると考えられている。そして,マグマ(液体)は周囲(固体)との密度差から上昇し,周囲の密度差が釣り合うところで,マグマ溜まりを形成する。このため,プレート境界に沿って火山弧が形成されると考えられている。一方,上昇したマグマが地表に到達する際には,浅部地殻の構造とテクトニクス場が影響すると考
えられている。
このような火山弧の活動は,
我が国において1億年以上継続していると考えられる
が,現在のテクトニクス場が成立した時期は,おおむね鮮新世(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。
火山事象には,火砕物密度流(火山噴火で生じた火山ガス,火砕物の混合物が斜面を流れ下る現象の総称)
,溶岩流(溶岩はマグマが地表に流体として流れ出る現象で
あり,溶岩の粘性が低いため斜面を流れ下る現象を溶岩流という。)等の原子力発電
所の施設や設備での対応
(設計対応)
が不可能なものと,
降下火砕物
(大きさ,
形状,

組成又は形成方法に関係なく,
火山から噴出されたあらゆる種類の火山砕屑物で降下
する物を指す。等の設計対応が可能なものとがある。

降下火砕物のうち,
特に火山灰
(爆発性破砕の様々なプロセスによって生じる平均直径2mm未満の火山岩の破片)は,上空の風によって風下側に運ばれ,一般的に,火口から近くなる程,その粒径は粗くなり,堆積厚も厚くなるのに対し,火口から遠くなる程,粒径は細かくなり,堆積厚も薄くなる(甲D142)

6福島第一発電所事故の発生
⑴福島第一発電所事故の概要
福島第一発電所事故の概要は,以下のとおりである(甲E1,甲G64(丙Bア25)
・42~44頁,丙D81・2~7頁・別紙図表集2頁)

2011年東北地方太平洋沖地震(以下東北地方太平洋沖地震という。)は,平

成23年3月11日午後2時46分,宮城県牡鹿半島の東南東130km(三陸沖)の深さ約24kmを震源として発生したMw(モーメント・マグニチュード:地震の際に放出するエネルギーを対数で表現したものをマグニチュード
(M)
というところ,
Mwは,地震を起こした断層運動に基づき算出されるマグニチュードをいい,断層運動としての地震の規模の大きさを表す量である地震モーメントを従来から用いられ
てきた気象庁マグニチュード(Mj)等の尺度と比較可能なように対数表記したものである。
)9.0の地震である(丙D35・3頁,36)
。この時,東京電力株式会社
福島第一原子力発電所(以下福島第一発電所という。
)の1~3号機は原子炉運転
中であったが,地震動を検知して直ちに全ての制御棒が挿入され,正常に自動停止した。
地震による送電鉄塔の倒壊等により同発電所の外部電源が失われたことから直ち
に,
炉心冷却機能を有する施設に電源を供給する各号機の非常用ディーゼル発電機が作動した。
ところが,
同発電所では,
敷地前面の検潮所における最大上昇水位O.
P.
(小名浜港工事基準面。工事基準面とは,地域ごとの潮位を基に定められた工事用の基準となる水位のことであり,ほぼこれ以上水面が低くならない海水面をいう。O.P.は,東京湾平均海面(T.P.
)の下方0.727mである。
(丙D81・5頁)


+6.1mの津波を想定して対策していたところ,地震発生から約50分後にこの想定を大幅に超える津波(測定範囲-7.5m~+7.5mの波高計が損傷し,敷地前面で観測された波高記録では最大O.P.+7.45mを記録しているが,その後計測不能となっている。
(丙D81・4頁)
)が襲来し,主要建屋設置敷地のほぼ全域が
広範囲にわたって冠水し,1~4号機側の津波の遡上高(敷地への津波の浸入痕の高さ)は,O.P.約+11.5m~約+15.5m(南西部では局所的にO.P.約+16~17m)
,浸水深は約1.5~約5.5mであり(南西部では局所的に約6~7m)
,5,6号機側の津波の遡上高は,O.P.約+13mから約+14.5m,浸水深は約1.5m以下であった。福島第一発電所の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の1階及び地下階に設置されていたため,これらが建屋の浸水とほとんど同時に水没又は被
水して機能を喪失したため,全交流動力電源喪失(SBO)となり,交流電源を駆動電源として作動するポンプ等の注水・冷却設備が使用できない状態となった。加えて,
監視,制御等に用いられる直流電源も津波によりそのほとんどを喪失し,直流電源が残った3号機についても,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
通ができた5号機を除く1~4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類(海水ポンプ)も,津波により機能喪失したため,海水を使用して原子炉施設を冷却する全ての設備の機能を喪失(海水冷却機能喪失)した。
この結果,地震発生時に運転中であった同発電所1~3号機においては,炉心の冷
却機能を失って圧力容器へ注水できない事態が一定時間継続し,原子炉の水位が低下して燃料が露出することで熱的影響により燃料被覆管が損傷し,最終的には炉心溶融に至り,溶融した炉心は格納容器の下部に落下した。その過程で,燃料被覆管に含まれるジルコニウムと水とが反応することなどにより大量の水素が発生し,その水素が格納容器の外の原子炉建屋内に漏えいし,同月12日午後3時36分,1号機の原子
炉建屋で水素爆発が発生し,同月14日午前11時01分,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号機の原子炉建屋内に流入し,同月15日午前6時頃,同号機の原子炉建屋においても水素爆発が発生した(なお,同2号機の原子炉建屋では,
ブローアウトパネルが開いたことから水素爆発には至ら
なかった。。これらの結果,原子炉内の放射性物質が管理放出によることなく環境中)
に異常放出され,周辺環境を汚染することとなった。この間,臨機の対応として,電源車による電源供給や消防車による注水も試みられたが,実際にそれらの設備によって電源供給や注水を行うまでには時間を要するなどし,放射性物質の環境中の異常放出を防ぐには至らなかった。
以上の福島第一発電所における事故(以下福島第一発電所事故という。)につい
ては,事故原因の究明や対応の検証を目的として様々な機関により調査・検討が行わ
れ,平成23年6月には,政府が原子力安全に関する国際原子力機関(InternationalAtomicEnergyAgency(以下IAEAという。)閣僚会議に対する報告書を取)
りまとめ,平成24年には,国会,政府,民間,東京電力株式会社(当時。以下,東京電力という。
)にそれぞれ設置された4つの事故調査委員会が事故調査報告書を取りまとめた。また,原子力安全・保安院も事故分析を行い,同年3月に東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見についてと題する報告書を取りまとめた。
これらの報告書のうち,東京電力福島原子力発電所事故調査委員会(国会事故調)による報告書は,安全上重要な機器の地震による損傷はないとは確定的にはいえず,津波以外の原因による全交流電源喪失の可能性がある旨の判断をしている(甲E1・
63~80頁,196~215頁)が,その余の報告書は,いずれも,地震動によって福島第一発電所の重要機器に機能を損なうような破損が生じたことは確認できず,津波によって全交流電源及び直流電源を喪失し,原子炉を安定的に冷却する機能が失われたことが事故の直接的原因であるとしている(丙C8)
。これらの検討結果を踏
まえながら,
平成26年3月に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。
)が取りまとめた最終報告書においても,東北地方太平洋沖地震の地震動による安全機能に深刻な影響を与える損傷はなかったと判断されるとしている(丙C9,丙E9)

原子力規制委員会は,
福島第一発電所事故について中長期にわたっての継続的検討
に着手し,
国会事故調査報告書において未解明問題として,規制機関に対し実証的な調査が求められている事項について,現地調査やデータ解析等を行い,平成26年10月に中間報告書を取りまとめた。同報告書によると,原子力規制委員会は,国会事故調が配管の微小な貫通亀裂から冷却材が噴出する小規模の冷却材喪失事故(LОCA)の可能性を指摘した点については,地震発生から津波到達までの間には,原子炉圧力バウンダリから漏えいが発生したことを示すプラントデータは見いだせず,また,仮に,漏えいが発生した場合であっても,少なくとも保安規定上何らかの措置
が要求される漏えい率と同程度の原子炉冷却材の漏えいを超えるものではなかったと判断されるとし,また,国会事故調が1号機A系の電源喪失の原因は津波ではないと考えられるとした点については,過渡現象記録装置のデータから,A系非常用交流電源系統が機能喪失した時刻は,
午後3時35分59秒から午後3時36分59秒ま
での間であり,その原因は,津波による浸水によりM/C1Cの下部に配置された接
点が通電し,D/GIA受電遮断器が開放する回路が動作して開放したためであり,M/C1Cが電圧喪失した時刻は1号機タービン建屋付近が津波で浸水したと考えられる時刻とおおむね一致していることなどから,A系非常用交流電源系統が機能喪失した原因は津波による浸水であると判断されるとするなど,福島第一発電所1号機での非常用交流電源系統の機能喪失等は,津波の影響によるものであるとしている
(丙C10,丙E10,11)

以上のとおり,福島第一発電所事故が発生した直接的原因は,地震によって外部電源が失われる中,同発電所における想定を大幅に超える津波によって,安全上重要な設備である非常用電源設備や炉心冷却機能を有する施設が複数同時に機能喪失したことにあるというのが大方の分析結果である。

⑵福島第一発電所事故による被害の概要
福島第一発電所事故の結果,大気中に放射性物質が放出され,その量は,ヨウ素換算(国際原子力指標尺度〈INES評価〉
)にして約900PBq(ヨウ素:500P
Bq,セシウム137:10PBq)とされている。年間5mSv,20mSv以上の空間線量となる可能性のある土地の面積は,それぞれ福島県内の1778km²,515km²である。避難者数は,平成23年8月29日時点において,警戒区域(福島第一発電所から半径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が20mSvに達するおそれがある地域)で約1万0010人,緊急時避難準備区域
(半径20~30km圏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,
合計で約14万6520人に達する。
(甲E1・329~331頁)

令和2年3月10日時点においても帰還困難地域は7市町村にわたり(甲G106)
,復興庁が公表した同年4月9日現在の東日本大震災による避難者数は,全国で約4万4000人であるところ,そのうち自県外への避難者数は,福島県から3万0211人,
宮城県から3867人,
岩手県から961人となっている
(甲G105)

復興庁が公表した平成30年9月30日現在調査結果による東日本大震災におけ
る震災関連死の死者数は,1都9県で合計3701人(いずれも同年3月10日まで(震災から7年以内)の死亡である。
)に達しているところ,そのうち,福島県が22
50人と全体の6割を占め最も多く,次いで宮城県が928人,その次は岩手県の467人である(甲A5)

7原子力関連法令の改正及び新規制基準の策定等

⑴原子力基本法及び原子炉等規制法の改正
ア福島第一発電所事故に対する反省と教訓を踏まえ,
原子力規制体制及び原子力
安全対策は改めて見直すこととされ,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。
)が成立し,原子力規制委員会
設置法附則(以下設置法附則という。
)12条により,原子力基本法が改正され,

設置法附則15条~18条により,
原子炉等規制法が改正された
(以下,
同改正を
平成24年改正という。。

イ前記アの改正により,
原子力基本法において,
原子力の研究,
開発及び利用
(以

原子力利用
という。は安全の確保を旨として行うものとする旨を定める2条に)
新たに第2項が設けられ,上記安全の確保については,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規定された。

平成24年改正により,原子炉等規制法1条が定める目的に,
原子力施設において重大な事故が生じた場合に放射性物質が異常な水準で当該原子力施設を設置する工場又は事業所の外へ放出されることその他の核原料物質,核燃料物質及び原子炉による災害を防止すること,
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,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が追加された。
平成24年改正により,原子炉等規制法において,原子力規制委員会が発電用原子炉の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

措置に重大事故等対策を含めること(同法43条の3の22第1項等),発電用原子
炉設置者は,
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に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,


電用原子炉施設が当該基準や同法43条の3の6第1項4号の設置許可基準に適合していないと認めるときは,発電用原子炉設置者に対して,当該発電用原子炉施設の
使用の停止等の措置を命ずることができること(同法43条の3の23第1項)(い
わゆるバックフィット)
,発電用原子炉に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。
そして,
原子炉等規制法は,

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を受けなければならない。(同法43条の3


の5第1項)と規定し(以下,同許可を原子炉設置許可という。,また,原子炉)
設置許可を受けた者(以下発電用原子炉設置者という。
)は,発電用原子炉施設の
位置,
構造及び設備等の事項を変更しようとするときは,
軽微な変更を除き,

政令で定めるところにより,原子力規制委員会の許可を受けなければならない。(同法43

条の3の8第1項)
と規定している
(以下,
同許可を
原子炉設置変更許可
といい,
原子炉設置許可を併せて原子炉設置(変更)許可という。。

原子力規制委員会は,
同法43条の3の6第1項各号のいずれにも適合していると
認めるときでなければ,原子炉設置(変更)許可をしてはならないところ(同法43条の3の6第1項,
43条の3の8第2項)同法43条の3の6第1項4号は,

原子
炉設置(変更)許可の基準の一つとして,

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。

を規定している(以下4号要件ともいう。。)
また,
平成29年法律第15号による改正前の原子炉等規制法43条の3の9第1項本文では,
発電用原子炉施設の設置又は変更の工事(中略)をしようとする発電用原子炉設置者は,原子力規制委員会規則で定めるところにより,当該工事に着手する前に,その工事の計画について原子力規制委員会の認可を受けなければならない。(以下,同認可を工事計画認可という。
)とされている(なお,同改正後は,同項
の認可の対象が工事の計画から設計及び工事の方法その他の工事の計画へと改められ,同改正は令和2年4月1日から施行されている。。

さらに,
平成29年法律第15号による改正前の原子炉等規制法43条の3の11
第1項では,
工事計画認可に係る設置又は変更の工事をする発電用原子炉施設は,

その工事について原子力規制委員会規則で定めるところにより原子力規制委員会の検査を受け,これに合格した後でなければ,これを使用してはならない。(以下,同検

査を使用前検査という。
)とされている(同改正後の検査については⑸で後述する。。


加えて,
平成29年法律第15号による改正前の原子炉等規制法43条の3の24第1項では,
発電用原子炉設置者は,原子力規制委員会規則で定めるところにより,保安規定(中略)を定め,発電用原子炉の運転開始前に,原子力規制委員会の認可を受けなければならない。これを変更しようとするときも,同様とする。(以下,同変更に係る認可を保安規定変更認可という。
)とされている(なお,同改正後は,同
項の認可を受けるべき時期は,
発電用原子炉の運転開始前
から
発電用原子炉施設の設置の工事に着手する前へと改められ,同改正は令和2年4月1日から施行されている。。

なお,原子炉等規制法の平成24年改正のうち,上記各規定の改正部分は,平成25年7月8日までに施行された。また,設置法では,経過措置が設けられ,同法の施行前に国の機関がした許可,認可等は,同法の施行後は,改正後の相当の規定に基づ
いて,
相当の国の機関がした許可,
認可等とみなすこととされたため
(附則3条1項)

平成24年改正前の原子炉等規制法に基づき原子炉設置許可を受けていた発電用原子炉施設について,
同改正後の原子炉等規制法43条の3の8第1項所定の変更をす
る場合には,原子炉設置変更許可が必要となる。
⑵原子力規制委員会の設置

設置法は,
福島第一発電所事故を契機に明らかとなった原子力利用に関する政策に係る縦割り行政の弊害を除去し,並びに一つの行政組織が原子力利用の推進及び規制の両方の機能を担うことにより生ずる問題を解消するため,原子力利用における事故の発生を常に想定し,
その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないという認
識に立って,
確立された国際的な基準を踏まえて原子力利用における安全の確保を図
るため必要な施策を策定し,又は実施する事務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付けられる
(設置法2条)そして,

原子力規制委員会は,国民の生命,健康及び財産の保護,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名からなり(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,人格が高潔であって,原子力利用における安全の確保に関して専門的知識及び経験並びに高い識見を有する者のうちから,両議院の同意を得て,内閣総理大臣が任命し
(同法7条1項)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(同条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(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,
原子力利用における安全の確保のため

の規制の独立性を確保する観点から,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織への配置転換を認めないこととされている(いわゆるノーリターンルール
。設置法附則6条2項)

⑶新規制基準の策定(甲G64(丙Bア25)
・51~57頁)
原子力規制委員会は,
原子力安全委員会が設置法により平成24年9月に廃止され

(設置法附則13条)
,過去に原子力安全委員会が策定した原子炉設置許可における
基準等に代わる新しい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になったため
(原子炉等規制法43条の3の6第1項4号参照)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)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等を置き,検討を行った。原子力規制委員会は,原子炉等規制法43条の3の6第1項4号に規定する原子力規制委員会規則として,
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。
)を制定するとともに,設置許可基準規則の解釈を示した実用発電用原子炉及びその附属施設の位置,構造及び設備の基準に関する規則の解釈(以下
設置許可基準規則解釈という。甲Bア5(ただし,平成31年3月13日原子力規制委員会決定
(原規技発第1903132号)
までの改正を経たもの)を制定し,

同規則は平成25年7月8日に施行された。
⑷新規制基準の概要

上記⑴~⑶の原子炉等規制法の改正や原子力規制委員会規則の制定により定
められた新たな規制基準の概要は,以下のとおりである。
設置許可基準規則は,原子力規制委員会が,原子炉等規制法43条の3の6第1項4号の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定める基準であり,原子力規制委員会は,原子炉設置(変更)許可申請に係る発電用原子
炉施設の基本設計ないし基本設計方針がこれに適合するか否かを審査する。設置許可基準規則は,
第一章総則

第二章設計基準対象施設

第三章重大事故等対処施設から成る。
設計基準対象施設とは,発電用原子炉施設のうち,
運転時の異常な過渡変化(通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって,当該状態が継続した場合には発電用原子炉の炉心(以下単に炉心という。
)又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著し
い損傷が生ずるおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう(同規則2条2項3号))又は設計基準事故(発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常。
な状態であって,
当該状態が発生した場合には発電用原子炉施設から多量の放射性物
質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべきものをいう(同項4号))。
の発生を防止し,又はこれらの拡大を防止するために必要となるものをいい(同項7号)
,設計基準対象施設に係る第二章の規定(同規則3条~36条)により,通常運転時の対策や事故防止対策について定めている。なお,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を耐震重要施設という(同規則3条1項)。
また,
重大事故等対処施設とは,重大事故(発電用原子炉の炉心の著しい損傷又は核燃料物質貯蔵設備に貯蔵する燃料体若しくは使用済燃料の著しい損傷をいう。原子炉等規制法43条の3の6第1項3号,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。
)4条)に至るおそれがある事故(運転時の異常な
過渡変化及び設計基準事故を除く。以下同じ。
)又は重大事故(以下重大事故等と

総称する。
)に対処するための機能を有する施設をいい(設置許可基準規則2条2項11号)重大事故等対処施設に係る第三章の規定

(同規則37条~62条)
により,
設計基準事故防止対策が機能を喪失するような万一の事態における重大事故の発生防止及び拡大防止のための安全確保対策について定めている。
そして,前記のとおり,設置許可基準規則の解釈を示したものが設置許可基準規則
解釈であるが,
これに加え,
原子力規制委員会は,
適合性の審査に活用するために様々
な内規を制定している。内規としては,例えば,基準地震動及び耐震設計方針に係るものとして,基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド(以下地震動審査ガイドという。甲Bア7,甲D17,乙Bア51)が,火山による影響評価に係るものとして,原子力発電所の火山影響評価ガイド(以下火山影響評価ガイドという。
甲D57,59,202,丙Bア16,38)が,津波による損傷の防止に係るものとして,基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド(以下津波審査ガイドという。甲Bア1,8,乙Bア58)が挙げられる(以下,実用発電用原子炉の適合性審査に係る設置許可基準規則等の原子力規制委員会規則及び内規を総称して新規制基準という。。)

なお,原子力規制委員会は,原子力安全委員会等が策定した指針類を引き続き用いる場合には,設置許可基準規則解釈で当該指針類を引用している。例えば,安全施設に関する規定
(設置許可基準規則12条)
に関しては,
発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針(平成2年8月30日原子力安全委員会決定)
(以下重要度分類指針という。
)を,設計基準対象施設に関する規定(設置許可基
準規則13条)
に関しては,
発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針
(平成2年8月30日原子力安全委員会決定)
(以下安全評価審査指針という。

を引用している(設置許可基準規則解釈12条1項,13条1項,甲Bア5,丙Bア9)

イ原子力規制委員会は,設置許可基準規則において原子炉立地審査指針及び原子炉立地審査指針を適用する際に必要な暫定的判断のめやす
(昭和39年5月

27日原子力委員会決定,
平成元年3月27日一部改定原子力安全委員会。
甲G63,
乙Bイ9,19。以下併せて立地審査指針という。
)を採用しておらず,設置許可
基準解釈において立地審査指針を引用していない(甲G64(丙Bア25)・385
頁,甲Bア5,丙Bア9)

⑸新規制基準策定後の原子炉等規制法の改正(検査制度)
平成29年法律第15号による改正前の原子炉等規制法においては,発電用原子炉施設に対する検査制度について,建設段階では,原子力施設そのものの安全性を確保するための検査として,
原子力規制委員会の行う使用前検査
(同法43条の3の11)
が,運転段階では,原子力事業者の行う定期事業者検査(同法43条の3の16),原
子力規制委員会の行う施設定期検査(同法43条の3の15)
,保安規定の遵守状況

に係る定期検査(同法43条の3の24第5項)等が定められていた。現在では,
原子力利用を取り巻く国内外の動向等を踏まえて一層高い安全水準を確保することを目指し,原子力事業者及び規制機関双方の取組みを強化すべく,平成29年法律第15号が成立し,
令和2年4月1日を施行日として原子炉等規制法の定め
る検査制度が改正された(丙C34,36,37,57)
。同改正後の原子炉等規制法

の下では,
原子力事業者等に対してその施設の網羅的な検査の実施を求める事業者検査制度(使用前事業者検査及び定期事業者検査)を新たに導入するとともに(同法43条の3の11第1項,
同条2項,
43条の3の16第1項及び同条2項)これと対

を成す仕組みとして原子力規制委員会による原子力規制検査を新たに導入し(同法61条の2の2各項)
,使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施状況,発電用原子
炉施設の維持に係る技術上の基準の遵守状況,保安規定に従って講ずべき措置の実施状況等を原子力規制委員会が包括的に検査することとされた(これに伴い,原子力規制委員会が従来実施してきた各種検査は,原子力規制検査に統合される。。原子力規)
制検査に当たっては,原子力規制委員会の指定する当該職員は,原子力規制委員会規則の定めるところにより①事務所又は工場若しくは事業所への立入り,②帳簿,書類その他必要な物件の検査,③関係者に対する質問,④核原料物質,核燃料物質その他
の必要な試料の提出をさせることができ,また,当該職員が原子力事業者が行う検査に立ち会うこと,
当該職員が自ら原子力施設に立ち入って検査を行うことその他の方法により,効果的かつ効率的な原子力規制検査の実施に努めるものとされている(同法61条の2の2第3項,同条第6項)
。そして,原子力規制委員会は,原子力規制検
査の結果に基づいて検査対象事項についての総合的な評定を行い,原子力規制検査及
び評定の結果を原子力事業者等に通知するとともに,公表する(同法61条の2の2第7項,同条9項)
。また,原子力規制委員会に原子力検査官を置き,原子力検査官
は,
原子力規制検査等に関する事務に従事する
(同法67条の2第1項,
同条第2項)

8深層防護の考え方
原子力発電所において用いられる深層防護の考え方は,以下のとおりである(甲G
64(丙Bア25)
・64~80頁,乙Bア61)

⑴前記7⑴イのとおり,原子力基本法2条2項は,原子力利用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,行うものとしている。国際原子力機関(IAEA)は,国際原子力機関憲章に基づき設立された国際機関
であり,
我が国も加盟国であるところ,
IAEAは,
その最上位の安全基準である
基本安全原則
(SF―1)において,原子力発電所において事故を防止し,かつ,発生時の事故の影響を緩和する主要な手段は,
深層防護の考え方を適用することであると
している。
ここに深層防護とは,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。
原子力発電所は,炉心に大量の放射性物質を内蔵しており,人と環境に対して大きなリスク源が存在し,かつ,どのようなリスクが顕在化するかの不確かさも大きいという点で,不確実さに対処しつつリスクの顕在化を着実に防ぐため,従来から深層防護の考え方を適用することが有効とされている。この深層防護は,複数の連続かつ独
立したレベルの防護の組合せによって主に実現され,ひとつの防護レベル又は障壁が万一機能しなくても,次の防護レベル又は障壁が機能するとされ,各防護レベルが独立して有効に機能することが,深層防護の不可欠な要素であるとされている(基本安全原則3.31)
。すなわち,ある防護レベルの安全対策を講ずるに当たって,その前に存在する防護レベルの対策を前提とせず
(前段否定)また,

その後に存在する防護

レベルの対策にも期待しない(後段否定)ことが求められる。
⑵IAEA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)
)は,深層防護の考え方を採用している。
IAEAが採用する深層防護は,5層の防護レベルから成り,その内容は次のとおりである。

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,品質管理及び適切で実証された工学的手法に従って,発電所が健全でかつ保守的に立地,設計,建設,保守及び運転されることを要求するものである。
第2の防護レベルは,発電所で運転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,少なくとも一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,この事象は,安全上重要な機器に重大な損傷を引き起こしたり,事故に至るおそれのないものをいう。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,
更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
性及び工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(原子炉の炉心への損傷又は所外防護措置を必要とする放射能放出)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,所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が,物理的に不可能であること又は極めて発生しにくいことが高いレベルの信頼度で考えられることによって,実質的に排除され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備が必要であるというものである。
⑶IAEA安全基準は,加盟国を法的に拘束するものではなく,加盟各国がそれ
ぞれの判断により国の規制に取り入れるべきものであるところ,原子炉等規制法に基づく設置許可基準規則は,深層防護の考え方を踏まえ,設計基準対象施設に係る同規則第2章において,第1から第3までの防護レベルに相当する事項を,重大事故等対処施設に係る同規則第3章において,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。
これに対し,避難計画等の第5の防護レベルに相当する事項については,我が国の法制度上,
災害の一形態としての原子力災害に対し,災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法によって措置がされ,国,地方公共団体,原子力事業者等がそれぞれの責務を果たすものとされている。
9原子力規制委員会の新規制基準の考え方(甲G64(丙Bア25))
原子力規制委員会は,
実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について
(平

成28年6月29日策定,
平成30年12月19日最終改訂)
(以下
新規制基準の考え方という。
)において,その考え方を明らかにしており,そのうち,安全性及び設置許可基準規則等と深層防護の関係についての考え方の要旨は次のとおりである。⑴安全性に対する考え方について(
新規制基準の考え方1-2参照)
ア発電用原子炉施設は,発電の用に供する,核燃料物質を燃料として使用する装
置であり,その運転により,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って,発電用原子炉施設の安全性が確保されないときは,当該発電用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,周辺環境を放射能によって汚染するなど,深刻な災害を引き起こすおそれがある。このような災害が発生する可能性を極めて低くするため,原子力規制委員会において,発電用原子炉の設置
の許可の段階で,
申請に係る発電用原子炉施設の位置,
構造及び設備の安全性につき,
独立した立場で,科学的,専門技術的見地から,発電用原子炉の設置許可基準への適合性に関する十分な審査を行う必要がある。
イ一般に,科学技術の分野においては,絶対的に災害発生の危険がないといった絶対的な安全性というものは達成することも要求することもできない。
科学技術を利用した各種の機械,装置等は絶対に安全というものではなく,常に何らかの程度の事故発生等の危険性を伴っているものであるが,その危険性が社会通念上容認できる水準以下であると考えられる場合に,又はその危険性の相当程度が人間によって管理できると考えられる場合に,その危険性の程度と科学技術の利用により得られる利益の大きさとの比較衡量の上で,これを一応安全なものであるとして利用しているのであり,
このような相対的安全性の考え方が従来から行われてきた安全性
の一般的な考え方である。
ウ原子力発電は,
原子炉内で核分裂をさせた際に発生する熱を利用して発電する
ものであり,
科学技術を利用する点において他の科学技術と異なるところはないことから,
発電用原子炉施設についても前記イのような相対的安全性の考え方が当てはまる。

したがって,原子炉等規制法43条の3の6第1項4号にいう災害の防止上支障がないものとは,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にないといった達成不可能な安全性をいうものではなく,発電用原子炉施設の位置,構造及び設備が相対的安全性を前提とした安全性を備えていることをいうものと解するのが相当である。

この安全性を具体的水準として捉えようとするならば,原子力規制委員会が,時々の最新の科学技術水準に従い,かつ,社会がどの程度の危険までを容認するかなどの事情をも見定めて,専門技術的裁量により選び取るほかはなく,原子炉等規制法は,設置許可に係る審査につき原子力規制委員会に専門技術的裁量を付与するに当たり,この選択をも委ねたものと解すべきである。

⑵深層防護との関係について(
新規制基準の考え方2-4,2-5参照)
ア設置許可基準規則は,
深層防護の考え方を踏まえて作成されたものであること
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(同規則第2章)と重大事故等対処施設(同規則第3章)を明確に区別している。これをIAEAの安全基準との関係でおおむね整理すれば,同規則第2章には設計基準対象施設
として第1から第3の防護レベルに相当する事項を,同規則第3章には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。イ深層防護の第5の防護レベルについて
(ア)第5の防護レベルに関する事項については,我が国の法制度上,災害の一形態としての原子力災害に対し,国,地方公共団体,原子力事業者等がそれぞれの責務を果たすこととされており,
災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法によって措
置されている。
(イ)
避難計画に関する事項等は,
IAEAの安全基準である
原子力発電所の安全:設計における第5の防護レベルに関する事項に含まれている。もっとも,IAEAの深層防護の考え方においては,第1から第5の防護レベルに係る全ての対応を設置許可基準規則等の原子力事業者に対する規制に規定することは求められていない。
我が国の法制度上,避難計画等,第5の防護レベルに関する事項については,災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法に基づいて措置が採られることとされており,
設置許可基準規則に避難計画に関する事項が含まれていないことのみをもって,設置許可基準規則がIAEAの安全基準に抵触するものではない。緊急事態に対する準備等における役割と責任については,災害対策基本法及び原子
力災害対策特別措置法において,国,地方公共団体,原子力事業者等にそれぞれ割り当てられている。
以上に加え,法制度面のみならず,実態面でも,災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法を始めとする関係法令等に基づき,国,地方公共団体,原子力事業者等が実効的な避難計画等の策定や,訓練を通じた検証等を行っており,この点からも,
第5の防護レベルにおいて求められている措置は担保されており,IAEAの安全基準に抵触するものではない。
10本件発電所の現在の許認可等の状況
被告は,新規制基準に本件発電所の原子炉施設が適合するよう所要の検討を行い,平成26年5月,原子力規制委員会に対して,本件発電所に係る原子炉設置変更許可
申請(以下本件設置変更許可申請という。,工事計画認可申請(以下本件工認)申請という。)及び保安規定変更認可申請(以下本件保安規定変更認可申請という。をそれぞれ行った。

また,
本件発電所が平成29年11月27日をもって最初に
使用前検査に合格した日から起算して39年を経過する前に,特別点検を実施するとともに,
その結果を踏まえた高経年化技術評価の実施や長期保守管理方針の策定を行った上で,同月,原子力規制委員会に対し,本件発電所の運転期間の20年の延長を内容とする運転期間延長認可申請(以下本件運転期間延長認可申請という。)及び
長期保守管理方針の策定等に伴う保安規定変更認可申請を行った。(丙H1~3,
7,
11,12,弁論の全趣旨)
原子力規制委員会は,本件設置変更許可申請について,申請者である被告に発電用原子炉を設置変更するために必要な技術的能力及び経理的基礎があるか否か(原子炉
等規制法43条の3の8第2項において準用する同法43条の3の6第1項2号),
被告に重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力その他の発電用原子炉の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があるか(同項3号)
,本件発電所の原子炉施設の位置,構造及び設備が災害の防止上支障がないものとして設置許可基準規則に適合するものであるか
(同項4号)
などを審査した
(丙

H5)また,

本件工認申請については,
本件発電所の発電用原子炉施設が実用発電用
原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則(原子力規制委員会規則第6号(以下技術基準規則ともいう。)で定める技術上の基準に適合するものであるか(同)
法43条の3の9第3項2号,43条の3の14)などが審査された(丙H8)。本件
保安規定変更認可申請については,同発電所の原子炉による災害の防止上十分なもの
か否か(同法43条の3の24第2項)などが審査されており,まだ審査中である。(弁論の全趣旨)
また,
本件運転期間延長認可申請及び上記長期保守管理方針の策定等に伴う保安規定変更認可申請に係る審査では,本件発電所の原子炉施設が,長期間の運転に伴い生ずる経年劣化の状況を踏まえ,
延長しようとする期間において上記技術基準規則に定

める基準に適合するものであるか否かなどが審査された(同法43条の3の32第5項,
実用炉規則
(ただし,
令和2年原子力規制委員会規則第3号による改正前のもの)
92条1項25号,114条)
(丙H10,13)

そして,被告の行った上記各申請について,原子力規制委員会において,多数回の審査会合及びヒアリングが行われるなどして審査がされ(同審査の資料の一部は公開されている。,原子力規制委員会は,平成30年9月26日に本件設置変更許可申請)
に対する許可(以下本件設置変更許可という。
)を,同年10月18日に本件工認
申請に対する認可(以下本件工事計画認可という。
)を,同年11月7日に本件運
転期間延長認可申請に対する認可(以下本件運転期間延長認可という。)及び上記
長期保守管理方針の策定等に伴う保安規定変更認可申請に対する認可を,それぞれ行った。本件設置変更許可については,原子力規制委員会の作成した本件設置変更許可
申請に関する審査書案に対する科学的・技術的意見の公募手続
(パブリックコメント)
が平成30年7月5日から同年8月3日まで実施され,同年9月26日に開催された原子力規制委員会において,本件設置変更許可申請書に関する審査書案が付議,了承され,許可に至った。
(丙H4,6,7,9,12,弁論の全趣旨)
また,被告は,猶予期間の定められている特定重大事故等対処施設に係る規定(設
置許可基準規則42条)及び常設直流電源設備に係る規定(同規則57条2項)について,本件発電所の原子炉施設が適合するよう検討を行い,令和元年9月24日に原子炉設置変更許可申請を行った。これにより,原子力規制委員会において当該申請に係る審査が行われる。被告は,これらの特定重大事故等対処施設等に係る工事計画認可申請及び保安規定変更認可申請についても,
今後行う予定である。
(弁論の全趣旨)

第2争点
1
原子炉等規制法が違憲無効であることを理由とする差止請求の可否(争点1)
2
人格権に基づく原子炉運転差止請求における要件・主張立証責任等(争点2)


人格権に基づく原子炉運転差止請求の要件(争点2-1)
人格権に基づく原子炉運転差止請求の主張立証責任等(争点2-2)
3地震に対する安全確保対策(基準地震動の策定)
(争点3)


新規制基準における基準地震動の意義(争点3-1)


震源を特定して策定する地震動
(争点3-2)

応答スペクトルに基づく地震動評価(争点3-2-1)


断層モデルを用いた手法による地震動評価(SMGAモデル関係)(争点

3-2-2)

断層モデルを用いた手法による地震動評価(不確かさの考慮等)
(争点3

-2-3)


震源を特定せず策定する地震動
(争点3-3)

4地震に対する安全確保対策(耐震安全性)
(争点4)



圧力容器スタビライザ・ロッドの耐震安全性(争点4-2)



耐震安全性に関する新規制基準の合理性(争点4-1)

格納容器の耐震安全性(争点4-3)

5津波に対する安全確保対策(争点5)


基準津波策定(争点5-1)
津波対策(争点5-2)

6火山(気中降下火砕物)に対する安全確保対策(争点6)


気中降下火砕物に係る保安規定変更認可申請前の司法審査の在り方等(争点6-1)



気中降下火砕物濃度の推定手法についての火山影響評価ガイドの規定の合
理性(争点6-2)

7
被告による気中降下火砕物濃度の評価(争点6-3)
事故防止に係る安全確保対策及びその実効性を確保するための対応(争点7)



重大事故等対策(シビアアクシデント対策)
(争点7-2)


内部火災対策(争点7-1)

本件発電所の維持管理(争点7-3)

8立地審査及び避難計画(争点8)


立地審査(争点8-1)


避難計画(争点8-2)

9東海再処理施設との複合災害の危険性(争点9)
10経理的基礎の要件の範囲及びその有無等(争点10)
第3章当事者の主張
第1

争点1(原子炉等規制法が違憲無効であることを理由とする差止請求の可否)
について
(原告らの主張)
原子力発電所が過酷事故を絶対に起こさないという絶対的安全性を備えない限り,原子力発電所の設置及び運転は憲法上許されず,その運転は差し止められるべきである。この主張は,争点2及びこれに基づく争点3ないし争点10に係る原告らの主張との関係では,選択的な主張である。
1福島第一発電所事故の被害について
福島第一発電所事故によって大気中に放出された放射性物質の総量は,ヨウ素換算で約900PBq(90京Bq)
,放射性セシウムで計算すると広島に投下された原

子力爆弾の168発分に相当するものであるが,その7~8割は偏西風に乗って太平洋に流れ,
日本国土に深刻な被害をもたらした放射性物質は福島第一発電所から放出された放射性物質の2~3割といわれている。それでも,年間5mSv以上の空間線量となる可能性のある土地の面積は1778km2,年間20mSv以上の空間線量となる可能性のある土地の面積は515km2にも及ぶこととなり,政府により避難
指示が出された地域は平成25年8月において1150km2であり,一部避難指示解除がされた後の平成29年4月においても370km2の土地に避難指示が出されている。避難者は,平成23年8月29日時点で合計14万6520人(警戒区域約7万8000人,計画的避難区域約1万0010人,緊急時避難準備区域約5万8510人)であり,令和2年4月9日時点でも約4万4000人が避難をしており,7
市町村が帰還困難区域とされ,
事故から9年を経過しても被害は続いている。
政府は,
避難指示解除基準の条件の1つとして,年間累積放射線量20mSv以下となることが確実となることとしているが,これは原子力発電所の事故(以下原発事故ともいう。
)前の公衆被ばく限度1mSv/年の20倍であり,国連の自由権規約委員会による勧告などで国際的に批判されている。福島第一発電所事故のために多くの生命が失われており,
震災関連死者数は平成30年9月30日には3701人に達している。低線量被ばくによる健康被害は多くが晩発性であり,避難生活は,健康不安,家族との別離,失職,収入減少等々,精神的にも経済的にも過酷なものであるところ,東京電力による賠償は全く不十分なものとなっている。
2原子力発電所の設置及び運転が憲法上許容されないこと
⑴過酷事故が国家を崩壊させること

世界で発生するマグニチュード6以上の地震の約2割が世界の陸地面積の僅か0.25%を占めるにすぎない日本付近で発生しており,日本は地震大国である。日本の原子力発電所が過酷事故を起こす契機となる可能性が最も大きいのは,地震,津波,火山,竜巻等の自然現象であるところ,科学技術が進んでも人類はこれらの自然現象について僅かな知識しか持ち合わせておらず,これらを完全に予知し備えるこ
となど不可能である。さらに,現代社会においてはテロリズムやミサイル攻撃の危険性を無視することができず,その場合,原子力発電所は核兵器と化すのである。ゆえに,原子力発電所の過酷事故の可能性を0にすることはできず,今後も日本において原子力発電所を設置し運転するとなれば,過酷事故の発生を覚悟しなければならない。甚大な被害をもたらした福島第一発電所事故でさえ,最悪のシナリオの一歩手前であ
ったことに加え,放出された放射性物質は,偏西風の影響を受けたことにより,陸地に拡散したのは全体の2~3割にすぎなかったのであるから,原子力発電所で過酷事故が起こった場合には,更に計り知れない大惨事となる。原子力発電所の過酷事故により,日本の国土の相当部分が居住できなくなり,膨大な数の日本人が難民となり,国家の3要素(領域,人民,主権)が毀損されて日本国の崩壊に等しい状態となるこ
とも想定されるのであり,国家の最高法規たる憲法が,国家が事実上崩壊しかねない事態を容認しているとは考えられない。
⑵基本的人権の侵害が苛烈であること
原子力発電所の過酷事故が起こった場合,原告らの生命・身体は危険に晒され,避難を余儀なくされ,住まい,職業,地域社会等を失うことになるのであるから,憲法13条,25条,22条,26条,27条,29条等の国民の基本的人権を著しく侵害することは明らかである。
原子力発電所は過酷事故を起こすことがあり得るため過
疎地に設置されるが,そのことは構造的に憲法14条違反をもたらしている。また,原子力発電所を運転することにより発生する使用済燃料は,極めて高い放射能毒性を帯び,かつ長期間にわたり崩壊熱を発し続けるが,安全な最終処分制度は確立されておらず,原子力発電事業としていまだ完結されていない。これらの使用済燃
料等の放射性廃棄物は,原告らの生命・身体に対する具体的危険を生じさせるものであるばかりか,放射性廃棄物の処理の現実的目処のないまま,原子力発電所の運転を行うことは,
その巨大な環境リスクと膨大な費用負担を次の世代に押し付けることにほかならず,憲法11条,97条が保障する将来の国民の権利,原告らの人格権の一つである命をつなぐ権利をも侵害するものである。

⑶社会的有益性がないこと
前記のとおり原子力発電所がもたらす人権侵害は,その深刻さ,広範性,永続性において,他の科学技術とは比較にならないほど深刻である。他方において,火力発電に必要なLNGや石炭の輸入元は政情が安定しており,また,再生可能エネルギーを拡大することにより電力の安定供給に支障はないから,原子力発電は必要ない。
⑷立法事実が失われていること
原子力基本法は昭和30年に制定された。原子力発電は,戦後の人口増加や産業の進展に伴うエネルギー需要の増大に対応するエネルギー資源を確保するという理由で,原子力をコントロール可能な夢のエネルギーであるとし,諸外国に追いつこうと急きょ取り入れられたものであり,使用済燃料の処理方法は,その開発の見通しも示
されないまま無責任に今後の研究に委ねていた。しかし,国内外の度重なる原子力発電所の事故により原子力がコントロール困難であることが判明し,安全対策の強化が求められるようになって原子力発電は高コストなものとなり,利用効率や安全性を高めるための技術は進展せず,放射性廃棄物の処理も停滞する一方で,自然エネルギーの導入が拡大し,諸外国においても原子力発電所の撤廃が進んでいる。福島第一発電所事故後,国民の意識は大きく変わり,国民の半数以上が原子力発電所の再稼働に反対している。このように原子力発電導入当時の立法事実は失われている。3以上によれば,憲法が原子力発電所の運転を容認する場合があるとすれば,過酷事故を起こさないという絶対的安全性を備えた場合のみである。原子炉等規制法43条の3の6第1項4号にいう災害の防止上支障がないとは,過酷事故を起こさないという絶対的安全性を意味するものと解すべきであり,過酷事故発生について一
定の可能性を容認する趣旨であれば,同法自体が憲法13条,25条,22条等に違反し無効というべきである。そうすると,本件発電所は,違憲な法制に基づく施設であり,行政上の規制がないことになるから,そのこと自体で原発事故による人格権侵害の具体的危険がある。
被害が深刻な場合には発生確率がまれであってもリスクがあ
るというべきである。

よって,違憲違法で巨大な被害をもたらす原子力発電所は,人格権侵害の具体的危険があるものとして,差止請求が認められるべきである。
(被告の主張)
原告らの主張は,
原子力発電所には過酷事故を絶対に起こさないという意味での絶
対的安全性が要求されるという見解を前提とするものであるところ,科学技術の分野
において,絶対的安全性は達成することも要求することもできないといわれており,原告らの主張は,
現代社会における科学技術の利用そのものを否定する独自の見解である。原子力発電所が放射性物質を原子炉に内蔵することによって有する危険性は,原子炉を安全に管理する技術と安全管理のための法令等の規制手段があれば,顕在化
することはなく潜在的なものにとどまるのであり,原子炉等規制法及びその関連法令
は右の技術が存在することの確認を含む安全管理のための規制を行っているから,原子力発電所の設置・運転により当然に周辺住民の生命,身体の安全が害されるということはできない。憲法上,原子力発電所の設置・運転を一律禁止されていると解するべき根拠はなく,原告らの主張する抽象的・潜在的な危険の存在のみをもって原子力発電所の設置・運転が原告らの基本的人権を侵害しているということもできないし,原告らの挙げる憲法上の権利をみても,いかなる内容の権利がどのように侵害されたといえるのかが不明である。
第2

争点2(人格権に基づく原子炉運転差止請求における要件・主張立証責任等)
について
1争点2-1(人格権に基づく原子炉運転差止請求の要件)について(原告らの主張)
⑴原子力発電所の利用によって生じる危険の特殊性ア被害の甚大性
原子力発電所は,その稼働により大量の放射性物質を生成し,これが外部に放出され広範囲に拡散されることによって生じる被害は,①生命及び身体に対する被害の不可逆性及び重大性,②生活基盤全体の破壊,③広範囲性,④長期継続性において,他
の科学技術の利用に伴う被害とは質的にも量的にも異なる甚大で特異なものである。①について,放射線は生物の細胞にある遺伝子を傷つけるため,細胞の修復機能に障害をもたらし,がんや遺伝的障害を発生させる。体細胞被ばくは被ばく者本人にのみ障害が生じるが,
生殖細胞や胎児への被ばくは生まれてくる子供達にも影響を及ぼ
す。また,被ばくによる障害には被ばくから3箇月以内に発症する急性障害と半年か
ら1年以降に発症する晩発障害とがあり,被ばく者は,生命及び身体に深刻かつ不可逆的な損傷を受け,
それががんや遺伝的障害としてすぐには発現しなかったとしても,いつ発現するとも分からない状態におかれるのである。②及び③について,福島第一発電所事故においては,
広島型原子爆弾の約168発分に相当する大量の放射性物質
がまき散らされ,約1800km²の土地が従来の法律では一般人の立ち入ることの
できない放射線管理区域に相当する積算線量(年間5mSv以上)となった。避難者は合計約14万6520人に達し,事故発生から9年が経過した令和2年4月9日時点においてもなお約4万4000人もの人々が避難を継続しており,事故前の自身の生活環境を奪われた。また,避難しなかった者,避難を短期間で終えた人々も,例えば田畑や牧場が放射線によって汚染され使用できなくなるなど,生活基盤を失った。そして,福島第一発電所事故の最悪のシナリオは,4号機の使用済燃料プールにおいて燃料が破損し放射性物質の放出が起き,続いて他の号機のプールにおいても大量の放射性物質の放出が起きるというもので,その場合には最大で強制移転地域が半径170km以遠まで,
自主避難地域が半径250km以遠まで広がる可能性が指摘され
ていた。本件発電所は,首都東京に最も近い原子力発電所であり,本件発電所で同種の事故が起これば,首都圏はほぼ全域が人の住めない地域となり,首都機能は崩壊す
る。④について,放射性物質の中には半減期が長期間にわたるものも多く,特に,燃料棒の反応によって生じるプルトニウム239は,2万4000年という極めて長期間の半減期を持つ。そのため,放射能によって汚染された地域そのものは半永久的に消滅する。
イ安全確保の困難性

一般的な科学技術の利用に伴う事故の場合には,運転を停止することによってそれ以上の被害を食い止めることができるが,①原子力発電所で発出されるエネルギーが膨大である上,
②非常事態において運転を停止するだけでは被害の拡大を食い止めることができないという点において極めて特異であり,安全確保が困難であるという特性を有する。①について,原子力発電所は,核分裂による巨大なエネルギーを制御し
ながら利用するものであるところ,核分裂反応の制御に失敗した場合に放出されるエネルギーは材料強度に対して無限大であり,核燃料が高温になって溶解した場合には厚さ約15cmの鉄鋼製の圧力容器でさえも短時間で溶融貫通してしまう。②について,非常事態において,燃料集合体の間に制御棒を挿入することで核分裂反応を止めること
(運転の停止)
ができたとしても,
その後も核燃料は崩壊熱を発し続けるため,

閉じ込めかつ冷却し続けることができなければ,炉心溶融(メルトダウン)などの大事故に至る危険を除去することができない。
そのため,原子力発電所では,核分裂反応を止め,核燃料を冷やし,放射性物質を閉じ込めるという安全上重要な機能を有する装置(安全装置)を用いて,事故防止に係る安全確保対策を講ずるのであるが,この安全装置は事業者の想定を超えた事象に対しては極めて脆弱であり,
そのことを如実に示したのが福島第一発電所事故である。
すなわち,福島第一発電所事故では,燃料集合体の間に制御棒を挿入することで原子炉の核分裂反応を停止することには成功したものの,事業者の想定を超えた津波により,
核燃料の冷却に不可欠な電源設備及び冷却水を注入するポンプが同時に損傷し,核燃料を冷やすことに失敗し,溶解した核燃料が圧力容器から格納容器内に落下し,格納容器が過温,過圧となり,放射性物質を伴った水素が格納容器のフランジ部等か
ら漏れ出して水素爆発を起こし,放射性物質を閉じ込めることにも失敗したのである。⑵人格権に基づく原子炉運転差止請求における具体的危険ア原告らは,生命及び身体の安全並びに平穏な生活(生活基盤)等が脅かされない権利としての人格権に基づき,本件発電所を再稼働させることにより原告らの人格権を侵害する具体的危険があることから,妨害予防請求として本件発電所の差止めを
求めるものである。
原子力発電所は,核分裂による巨大なエネルギーを制御しながら利用し,その際に放射性物質を発生させるものであって,前記⑴のとおり被害の甚大性や安全確保の困難性において,
他の科学技術の利用に伴う危険性とは本質的に異なる高度の危険性を内包した施設であり,
リスクとは発生頻度のみならず被害の性質及び大きさとの相関

関係を考慮する必要があること(発生頻度が低くとも,一たび発生すれば,広範囲の社会に対し長期間にわたり甚大な被害を及ぼすものは,社会通念上無視することなどできない。,原子炉等規制法及び関連法令は,福島第一発電所事故のような深刻な事)
故を二度と起こさないという大前提に立ち,計画的利用を前提とせずに安全の確保を第一とし事故発生防止に最善かつ最大の努力をすべきものとしていること,原子力発
電所の設置運用については国際的にも高度な安全性が求められていることに照らせば,原子力発電所の設置・運転には,福島第一発電所事故のような深刻な被害を二度と起こさないようにするための極めて高度な安全性の確保が求められているのであり,当該原子力発電所について,上記の高度な安全性が確保されていると法的に評価できない場合には,人格権侵害の具体的危険があるというべきである。そして,
高度な安全が確保されていると法的に評価できるか否かの判断に当たっては,確立された国際基準たる深層防護の考え方が重視されるべきである。すなわち,第1から第5の各防護レベルの一部が存在しない場合はもとより,各防護レベルの安全確保対策が不十分で,前段否定及び後段否定の考え方が徹底されていると評価できない場合には,人格権侵害の具体的危険があるというべきである。イ原子力規制委員会は,
原子炉等規制法43条の3の6に定める原子炉設置許可

基準への適合性判断のために内部的基準として,新規制基準その他の具体的審査基準を策定しているところ,当該具体的審査基準及び同基準に適合するとの同委員会の判断が合理的であることは,当該原子力発電所が高度な安全性を確保していることの間接事実の一つと位置付けられる。
被告は,原子力規制委員会の科学的,専門技術的判断が尊重されるべきであると主
張する。しかし,科学的知見には不確実性や多義性(以下併せて不定性という。)
が内在しており,原子力発電所に高度な安全が確保されているかの評価は,純粋な科学的評価ではなく,科学的評価を踏まえた規範的・法的評価である。そして,原子炉等規制法は,福島第一発電所事故の教訓と反省を踏まえ,同事故のような深刻な災害を二度と起こさないという大前提に立ち,国民の生命及び健康並びに財産等の安全を
第一とすることを要請しているのであるから,原子力規制委員会の裁量の範囲は非常に狭いものであり,科学的知見の不定性に照らすと,科学的に確実といえるだけの知見を持ち合わせていない場合には不確実な部分を想定外として考慮しないことは許されず,疑わしきは安全のためにという基本方針の下,科学の不定性をカバーし得るだけの保守的な想定をする必要があり,原子力発電所にはそのような安全性が求めら
れている。上記の基本方針を踏まえると,具体的審査基準の策定及び基準適合判断の各過程において,
①原子力規制委員会及び被告がその時点において利用可能で信頼されるデータ・情報の全てを検討すること,②採用された調査・分析及び予測方法の適切性・信頼性が認められること,③同委員会及び被告がその選択・判断のプロセスを意思決定の理由と共に明確に示していること,④全体を通じて恣意性,不合理な契機のないことが求められ,これらの全てが肯定されない限り,具体的審査基準及び基準適合判断の合理性は認められない。
また,
具体的審査基準には原子力発電所の維持管理に関する経理的基礎や実効的な避難計画の策定は定められていないから,具体的審査基準及び同基準適合判断が合理的であることのみをもって,
人格権侵害の具体的危険の不存在に関する主張立証が尽
くされたと評価することはできない。

(被告の主張)
⑴人格権に基づく差止請求の要件
人格権は,
これを直接定めた明文の規定はなく,
その概念内容は抽象的であるから,
その法的解釈は厳格にされなければならない。人格権に基づく差止請求が認められるためには,一般に①人格権侵害による被害の危険が切迫し,②その侵害により回復し
難い重大な損害が生ずることが明らかであって,③その損害が相手方(侵害者)の被る不利益よりもはるかに大きな場合で,④他に代替手段がなく,差止めが唯一の最終手段であることを要すると解するのが相当であり,将来発生するか否か不確実な侵害の予測に基づいて相手方の権利行使を制約する妨害予防請求において,①の被害の危険とは,具体的危険性であることを要する。したがって,原告らが人格権に基づき本
件発電所の運転差止めを求める以上,本件発電所の運転に伴い,いかなる機序でどのような人格権の侵害の具体的危険性が生じ,これにより,いずれの原告にどのような被害が生じるのかが具体的に明らかにされなければならない。
⑵人格権に基づく原子炉運転差止請求における具体的危険およそ科学技術を利用した現代文明の利器は多かれ少なかれ危険発生の可能性を
内包するものである。科学技術の利用には,危険が内在していることを当然の前提として,その内在する危険が顕在化しないように適切に管理できるかが重要であり,原子力発電についても,科学技術を利用する点において他と異なるところはない。原子炉等規制法は,原子炉設置許可要件の一つとして,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を求めるなど,原子力発電に一定の危険が内在することを前提として,そのような危険が具体的に顕在化しないように管理することを念頭に置いた枠組みを設けている。このような観点から,原子力発電所の運転差止請求訴訟において,具体的危険性の有無は,原子力発電に内在する潜在的危険を適切に管理できるかどうかによって判断されるべきである。
次に,上記判断に当たっては,原子力発電には,その安全性を確保するために高度な科学的,専門技術的知見が用いられていることから,このような科学的,専門技術
的知見が考慮されなければならない。そして,福島第一発電所事故の教訓と反省とを踏まえ,高い専門性と独立性を持った原子力規制委員会が設置され(原子力規制委員会設置法1,2,5,7条),原子炉等規制法が,同委員会に対して,原子力発電所の安全性を確保するための基準の策定及びその適合性の判断を一義的に委ねている(同法43条の3の6第1項2号,3号及び4号等)のは,原子力発電所の安全性審
査には,
当該原子炉そのものの工学的安全性や周辺住民及び周辺環境への放射線の影響等を,当該発電所の地形,地質,気象等の自然的条件等との関連において多角的,総合的見地から検討することを要し,将来の予測に係る事項も含まれ,原子力工学はもとより多方面にわたる極めて高度な最新の科学的,専門技術的知見に基づく総合的判断を必要とすることから,同委員会の科学的,専門技術的知見に基づく合理的な判
断に委ねる趣旨である。そうすると,具体的危険性の有無の判断においては,同委員会の科学的,
専門技術的知見に基づく判断が客観性を有するものとして尊重されるべきである。
以上は原子力規制委員会における基準適合性の判断がされている場合であるが,震源を特定せず策定する地震動に係る標準応答スペクトルの導入に向けた同委員会の
検討のように設置許可基準規則等の改正がいまだされていないものや,気中降下火砕物濃度に係る平成29年12月実用炉規則等の改正のように被告における検討ないし評価が終了していないものについても,その対策の具体的内容は同委員会による許認可により定まっていくものである。したがって,このような事項について原告らが人格権侵害の具体的危険性があると主張するのであれば,原告らにおいて,いかなる機序でどのような人格権の侵害の具体的危険性が生じ,これにより,いずれの原告にどのような被害が生ずるのかを具体的に明らかにしなければならないが,原告らの人格権侵害の具体的危険性の有無を判断する上で前提となる本件発電所における安全確保対策が定まっていない以上,これらが明らかになるものではない。2争点2-2(人格権に基づく原子炉運転差止請求の主張立証責任等)について(原告らの主張)

⑴人格権に基づく差止訴訟の一般原則によれば,本件発電所の稼働による人格権侵害の具体的危険については,これを主張する原告らに主張立証責任がある。しかしながら,
①原子力発電所は他の科学技術の利用とは比較にならないほどの事故による被害の甚大性及び安全確保の困難性を有する施設であるために,高度の安全性の確保が要求され,
高度の安全性が確保されない場合には人格権侵害の具体的危険

があるというべきところ(争点2-1の原告らの主張)
,上記の主張立証責任の原則
を貫徹すると,ノン・リケットの場合,高度の安全性が確保されたとはいえないにもかかわらず,差止めが認められないことになり不合理である。②また,原子炉等規制法が原子炉施設の設置稼働について許可制を採用した趣旨は,最高裁平成4年10月29日第一小法廷判決民集46巻7号1174頁

(以下
伊方最高裁判決
という。


において明らかにされたとおり,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,周辺の環境を放射能によって汚染するなど,深刻な災害を引き起こすおそれがあることに鑑み,右災害が万が一にも起こらないようにするため,原子炉設置許可の段階で安全性につき,科学的,専門技術的見地から十分に審査を行わせることにあり,この趣旨に照ら
せば,原子炉施設の民事差止訴訟においては,当事者の公平や正義の観点から,少なくとも事実上の主張立証の負担を適切に分配し,主張立証命題についても一定の修正を行うべきである。③さらに,本件発電所の設置者である被告は,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その他の原子力発電所の運転を適確に遂行するに足りる技術的能力があるとされ(原子炉等規制法43条の3の6第1項3号)
,本件発電所の安全性について自ら評価をし,その結果を原子
力規制委員会に届け出ることが義務付けられており,本件発電所の安全に関する専門技術的知見及び資料を十分に保持しているのに対し,原告らには本件発電所の安全に関する専門的技術的知見及び資料が十分にあるとはいえず,原告らと被告との間には証拠の偏在がある。このことは,原告らが本件訴訟において被告に求めた本件発電所の敷地における地震観測記録等の被告が保有するデータの開示を被告が拒否したこ
とからも明らかである。
また,
敦賀発電所2号機の新規制基準に基づく審査において,
原子炉建屋の直下に活断層があるか否かの判断に必要な調査資料の記述を被告が書き換えていたことが原子力規制委員会の指摘で発覚したとの報道がされたが,被告の内部事情を把握し精査できない原告らにはそのようなことを発見することは不可能に近い。このような証拠の偏在を踏まえれば,上記主張立証責任の原則論を形式的に
当てはめて原告らに人格権侵害の具体的危険が存在することの主張立証の負担を課することは,要証事実の事実的態様と立証の難易の観点から著しく不公平である。以上によれば,上記主張立証責任の原則を修正し,被告において,人格権侵害の具体的危険の不存在を事実上主張立証する必要があり,これが尽くされない場合には,人格権侵害の具体的危険が事実上推定されるというべきである。



このように被告は人格権侵害の具体的危険の不存在を主張立証すべきである
ところ,人格権侵害の具体的危険の不存在とは,国際基準に従って深層防護の各層において高度の安全性が確保されていることである(争点2-1の原告らの主張)。し
たがって,被告は,深層防護の各層において高度の安全性が確保されていることを主張立証しなければならず,これが尽くされない場合には,人格権侵害の具体的危険の存在が事実上推定される。
例えば,地震については,原告らが低頻度の巨大事象に備える十分に余裕を持った地震動想定になっていないことや,より厳しい地震動評価をもたらす一応の科学的合理性を有する見解につき具体的な指摘をしている場合には,被告において,当該想定が十分な余裕を持った想定になっていること,一応の科学的合理性を有する見解について恣意的に排除することなく正当に評価したことを立証する必要があるというべきである。
(被告の主張)
本件訴訟が民事訴訟である以上,民事訴訟における主張立証責任の一般原則に従い,差止請求が認められるための要件については,原告らにおいて,その主張立証責任を負担すべきである。原子力発電所に関する裁判においても,この理を変更すべき理由
はなく,従来の原子力発電所の運転差止めを求める訴訟においても,そのような変更をした最高裁判所判例がないのはもちろんのこと,主張立証責任の所在そのものを転換した裁判例は存在しない。
伊方最高裁判決は,原子炉設置許可処分の取消訴訟において,被告行政庁がした判断に不合理な点があることの主張立証責任は,本来原告が負うべきものであるとした
上で,
当該原子炉の安全審査に関する資料を全て被告行政庁の側が保持していることなどの点を考慮すると,被告行政庁の側において,まず,その依拠した具体的審査基準並びに調査審議及び判断の過程等,被告行政庁の判断に不合理な点のないことを相当の根拠,資料に基づき主張,立証する必要があり,被告行政庁が右主張,立証を尽くさない場合には,
被告行政庁がした右判断に不合理な点があることが事実上推認さ

れるというべきものであるとしているが,ここにいう主張立証する必要とは,主張立証責任ないしその転換のことではなく,訴訟の進行状況につれて裁判所の心証が不利に傾くことにより事実上主張立証が必要となるというにすぎないものである。また,伊方最高裁判決のいう資料の所在についても,被告は新規制基準に適合するように所要の検討を行い,原子炉設置変更許可,工事計画認可,保安規定変更認可及び運転期
間延長認可の各申請を原子力規制委員会に行い,許認可がなされたものであるところ,これらの審査に係る会合については,原則として全ての配布資料が議事録とともに同委員会のウェブサイトにおいて常時公開されており,原告らにおいても同委員会のウェブサイトから本件発電所の安全管理に関する情報を入手することができ,現にかかる情報に基づいた主張を行っており,伊方最高裁判決が示すような主張立証を被告に求めるべき事情もない。
第3争点3(地震に対する安全確保対策(基準地震動の策定)
)について
1争点3-1(新規制基準における基準地震動の意義)について
(原告らの主張)
設置許可基準規則4条は

設計基準対象施設は,地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。(1項)「耐震重要施設は,その供用中に当該耐震重要



施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力(以下
基準地震動による地震力
という。に対して安全機能が損なわれるおそれが

ないものでなければならない。(3項)と規定し,設置許可基準規則解釈は,」
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び震源を特定せず策定する地震動について,それぞれ基準地震動として策定することを要求しているところ,地震動審査ガイ
ドは,
Ⅰ.基準地震動の2.基本方針⑷において,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び震源を特定せず策定する地震動を相補的に考慮することによって,
敷地で発生する可能性のある地震動全体を考慮した地震動として策定されていることを要求している。これは,発電用原子炉施設が極めて危険な施設であることから,
敷地で発生する可能性のある全ての地震動に対して安全であることを求める
ものである。このことは,
発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針
(昭和56
年7月20日原子力安全委員会決定。以下,同決定後の耐震設計審査指針を旧耐震設計審査指針という。)が,

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。

と規定しており,平成18年9月19日原子力安全委員会決定による改訂後
の耐震設計審査指針(以下,同決定後の耐震設計審査指針を新耐震設計審査指針という。
)もこの基本方針を継承し,これが地震動審査ガイドに引き継がれたとみられることからも明らかである。
また,新規制基準は,事故が発生した場合の重大事故等対処施設についても,基準地震動による地震力に対して
重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないことを求めている(設置許可基準規則39条1項1,3,4号)
。重大事故等対処施設は,過酷事故が発生したときにこれに対処するための施設であり,過酷事故は,耐震重要施設が,基準地震動を超える地震力に対して安全機能が損なわれて発生することも考えられるから,重大事故等対処施設については,耐震重要施設の基準地震動の何倍かに耐えられるようにすることを求めることもあり得たが,基準地震動に耐えられることを求めるにとどまっている。

このように,基準地震動は,新規制基準において,耐震設計及び過酷事故対策の要であり,
最新の科学的・技術的知見を踏まえ,敷地及び敷地周辺の地質・地質構造,地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとすることが求められているところ,新規制基準は,福島第一発電所事故を踏まえて,
地震が耐震重要施設や重大事故等対処施設を同時に多数箇所で破壊するこ
とによる深刻な災害を万が一にも生じさせないことを目的とするものであることに照らすと,基準地震動は,当該発電用原子炉施設を襲う可能性がある地震動をカバーすること(言い換えれば,基準地震動を超える地震動が当該発電用原子炉施設を襲うことはまずないといえるものであること)を要するというべきである。それは,強震動研究の専門家である証人野津厚(以下証人野津という。
)の言葉を借りれば,確

実に否定できるシナリオ以外のあらゆるシナリオを考慮することであり,東京大学地震研究所の纐纈一起教授の言葉を借りれば,日本最大か世界最大に備えることともいえる。
しかし,本件発電所の基準地震動の想定は,これを満たすものではなく,設置許可基準規則4条及び39条に反するのであって,原子力規制委員会の適合性判断には誤
りがある。
仮に,新規制基準は,基準地震動が当該発電用原子炉施設を襲う可能性がある地震動をカバーすることまでは求めていないとすれば,そのような新規制基準自体が不合理であるから,
原子力規制委員会による適合性判断に際して調査審議に用いられた具体的審査基準に不合理な点があるというべきである。
(被告の主張)
科学技術の利用について絶対的な安全というものはなく,内包する危険性が社会通念上容認できる水準以下である場合には安全なものとして利用されているところ,原子炉等規制法もこのような相対的安全性を前提とするものと解され,また,同法が最新の科学的・技術的知見を踏まえ,地震によって発電用原子炉の安全機能が損なわれることがないようその設計を求めるとともに,福島第一発電所事故を踏まえ,万一,
想定外の事象が発生した場合に備えて,重大事故等対策をも講じるよう要求していることに鑑みれば,同法は,発電用原子炉の設置許可に際して,最新の科学的・技術的知見を踏まえて合理的に想定される規模の地震等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。
そして,設置許可基準規則4条は,最新の科学的・技術的知見を踏まえ,当該施設
の設置位置周辺で認められる活断層などの特定の震源を考慮して策定する敷地ごとに震源を特定して策定する地震動に加えて,地震の規模が小さいために地表にまでずれが及ばずに活断層が確認できない場所でも地震が発生し得ることから,敷地近傍の断層への配慮に万全を期すという観点から,相補的に,
震源を特定せず策定する地震動も検討対象とし,各種の不確かさや地域的特性も考慮して,保守的な基準地
震動を策定することを要求するとともに,施設の耐震設計上の重要度に応じて耐震設計を行うことや,安全余裕をみた耐震設計を行うことを要求することにより,主に耐震重要施設の安全機能の喪失を防止し,地震を起因として周辺公衆に対して放射線被ばくの危険を与えることがないように設計することを要求するものであって,同条の規制には,十分な合理性が認められる。

したがって,およそ当該原子炉施設において,最新の科学的・技術的知見に基づいても合理的に想定しえないような地震を基準にその耐震性を要求することは,原子炉等規制法の要求しないところであり,原告らの主張は,信頼性の高い最新の科学的・技術的知見に基づかない,
抽象的な危惧感を述べているものにすぎないというべきで
あるから,理由がない。
2争点3-2(
震源を特定して策定する地震動
)について
⑴争点3-2-1(応答スペクトルに基づく地震動評価)について(原告らの主張)
ア総論
応答スペクトルに基づく地震動評価とは,距離減衰式により地震動の応答スペクトルを評価する方法をいうところ,距離減衰式とは,地震動には地震により放出さ
れるエネルギーが大きいほど,また,震源に近いほど大きくなる性質があることに基づき,
過去に発生した地震のデータを統計的に処理して経験的に設定された回帰式であり,地震の規模や震源からの距離等のパラメータを入力すると,地震の規模と震源からの距離の関係により,想定される地震動の強さ,最大加速度,応答スペクトルを求めることができる。距離減衰式は,データを積み重ねた事実に基づいているため信
頼性が高い。
被告が応答スペクトルに基づく地震動評価において用いているNodaetal.(2002)
(以下,
執筆者・作成機関及び執筆年等で示した参考文献等の詳細については,別紙3文献等目録記載のとおり)は,耐専スペクトルともいわれ,過去の地震動の実観測記録を統計処理して,実現象の平均像を忠実に再現しようとするものであるが,
原子力発電所は極めて危険な施設であるから,その耐震設計に用いる地震動想定は,平均値ではなく,地震動の想定可能な最大値を求める必要がある。また,当該地域の観測記録による地震動データが多数ある場合,地域特性を踏まえた地震動想定をするためには,
当該地域での地震動が全体として全国平均と比べてど
れだけ大きいかをみた上で,当該地域でのデータのばらつきを考慮する必要がある。
そのばらつきの中でどの大きさの値を採用するかを決めるのが補正係数であり,補正係数を決めるには,
本件発電所の敷地周辺で発生した地震の地震動の応答スペクトル
が,全国のデータによるNodaetal.(2002)の値に比べてどの程度異なるかを考慮することになり,その際,応答スペクトル比(敷地の観測記録(解放基盤表面)の応答スペクトルをNodaetal.(2002)の方法により地震規模及び等価震源距離を用いて評価した平均的な地震動の応答スペクトルにより除した値)が用いられる。応答スペクトル比のばらつきの程度は,
標準偏差σ
(シグマ)
(平均値と各値との差
(偏差)を二乗し,それを合算した和をデータの数で割り,それをルートした値。値のばらつきをみる指標となる。
)で表現される。
原告らは,上記のデータのばらつきも,現に発生した地震動を基礎としているものであり,原発事故の被害の甚大さに鑑みれば,観測された全ての地震動を包絡するよ
う補正係数を設定すべきであると考えるが,少なくとも原子力規制委員会に設置された震源を特定せず策定する地震動に関する検討チーム(以下特定せずの地震動検討チームという。が新たに採用しようとしている+2σ

(カバー率97.
7%)
のレベルとなるようにする必要があるというべきである。
イ内陸地殻内地震について

(ア)補正が不足していること
被告は,内陸地殻内地震の検討用地震(敷地に大きな影響を与えると予想される地震をいう。
以下同じ。の選定及び応答スペクトルによる地震動評価に当たり,)
福島県
と茨城県の県境付近で発生した内陸地殻内地震(以下県境付近の内陸地殻内地震ともいう。については,

応答スペクトル比が大きいとして,
短周期側で2倍の補正係

数を設定した一方で,
福島県と茨城県の県境付近を除く地域で発生した内陸地殻内地
震(以下県境付近外の内陸地殻内地震ともいう。
)については,各地震の応答スペ
クトル比の平均はほぼ1倍であることを理由に補正を行わないこととした。その結果,被告は,F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震(県境付近の内陸地殻内地震に相当する。
)について,補正係数を2倍として応答スペクトルの数値を6

00ガルと評価し,これを内陸地殻内地震の検討用地震として選定し評価した。しかし,県境付近外の内陸地殻内地震応答スペクトル比のデータは,県境付近の内陸地殻内地震の応答スペクトル比のデータよりも相当大きなばらつきがある上,県境付近の内陸地殻内地震のデータについても,データ数自体が少ないためばらつきが大きくならなかった可能性があるとみるべきである。
そこで,応答スペクトル比のデータのばらつきについて,前記アのとおり,少なくとも+2σ(カバー率97.7%)のレベルとなるように補正すると,県境付近の内陸地殻内地震については4倍の補正係数を設定すべきことになり,1200ガルの地震動を想定する必要がある
(被告が2倍の補正係数を設定して評価した地震動600
ガルの2倍である。。また,県境付近外の内陸地殻内地震については,+2σ(カバ)
ー率97.7%)となるように補正すると補正係数は5倍強となり,更に+2.33
σの値(カバー率99%)となるように補正するならば補正係数はほぼ7倍となる。検討用地震の候補の一つであったF8断層の地震は,福島県と茨城県の県境付近を除く地域の活断層による地震であるところ,周期0.02秒付近で約233ガルであるから,これに7倍の補正係数を設定するならば,想定すべき地震動は,少なくとも1630ガルとなる(233ガル×7(補正係数)。


それにもかかわらず,被告は,上記のとおり,県境付近の内陸地殻内地震については短周期側で2倍
(=+σのレベルであり,
カバー率は約84%程度にすぎない。の

補正係数を設定し,県境外の内陸地殻内地震については補正をせず,対象となる断層についてNodaetal.(2002)による平均的地震動そのままの値で耐震設計を行おうとしており,被告による地震動評価は過小というべきである。

(イ)震源モデルの設定について
被告は,地震動評価に用いる震源モデルの設定に当たって,断層の長さを約58km,断層傾斜角を西傾斜60°とする基本震源モデルを設定した上で,更に傾斜角を45°とするとの不確かさを考慮し,アスペリティ位置についても,震源断層モデルの鉛直方向の上端,水平方向の南端に設定して,地震規模を算出する際の断層の長さ
を保守的に考慮し,
等価震源距離についても傾斜角及びアスペリティの位置について
敷地に与える影響が大きくなるようにして,距離減衰式の特質を踏まえ,適切に応答スペクトルに基づく地震動評価をしたなどと主張する。
しかし,断層長さは,断層が連動する可能性がある以上長い断層を想定すべきであるから保守的に設定したとはいえず,また,断層が長くなればマグニチュードは大きくなる一方で,
(等価)
震源距離も大きくなる場合もあるため,
かえって地震動評価が
小さくなることも起こり得るのであり,断層の長さを長くすることによる応答スペクトル手法の地震動評価への影響は限定的である。また,傾斜角やアスペリティ位置は(等価)震源距離に影響するものの,
(等価)震源距離は,面である震源を1点の点震
源と仮定したときの距離であることなどから,応答スペクトルによる評価方法では,その影響の程度は限定的である。したがって,被告が震源モデルを保守的に設定して
いると主張する点は,
被告の補正係数が大幅に過小であるという問題を何ら解消する
ものではない。
ウプレート間地震について
被告は,プレート間地震に係る検討用地震の選定に当たって,東北地方太平洋地震の本震と余震については観測記録そのものを用い,その他の地震については,Noda
etal.(2002)の方法により評価を行ったが,その際,鹿島灘付近で発生したプレート間地震については,短周期側で応答スペクトル比が4倍程度大きいとして,短周期側で4倍の補正係数を考慮した。被告は,その結果,これらの中で最も大きい東北地方太平洋沖地震の本震を検討用地震として選定している。
しかし,
鹿島灘付近で発生したプレート間地震については,
上記補正後においても,

平均的値よりいくぶんか上乗せされた値を示すにとどまる。仮に+σ程度の地震をカバーするのであれば,
平均的値の5~6倍程度の地震を考慮しなければならず,
更に,
+σでもカバーし切れない観測記録が16%程度あるから,これをカバーするとすれば,平均的値の10倍程度の地震を考慮する必要がある。
1896年鹿島灘地震(補正係数4倍で350ガル程度)の短周期の値をNodaet
al.(2002)による応答スペクトルの10倍の値とした場合,900ガルほどになるから,
東北地方太平洋沖地震の地震動の大きさである600ガル弱を大きく上回る。被告の想定は不十分である。
(被告の主張)
ア総論
Nodaetal.(2002)の方法に限らず距離減衰式は,地震規模が等しければ,震源からの距離が離れるほど,
その揺れの大きさは小さくなるとの一般的な関係を基に,
地震規模や震源距離といった比較的少ないパラメータでもって観測記録を処理し提案されているものである。距離減衰式は,多数の観測記録に基づく標準的な地震動レベルが得られるという大きな長所があり,広く実務に用いられている。他方で,個々の観測記録の基となる地震を距離減衰式に適用した場合,観測記録と,その基である
地震を距離減衰式に適用することにより得られる標準的な地震動レベルとの間には自ずとばらつきを伴う。これに関しては,マグニチュードと震源距離とがそれぞれ等しい2地震を同一地点で観測した加速度の観測記録のペアをみても,周期によっては約4~4分の1の範囲にあるなど,ばらつきを伴うこと自体は避けられず,短周期成分に与える影響の大きい震源特性の要因として,距離減衰式においては一般に考慮さ
れないパラメータである応力降下量や破壊伝播方向の違いを挙げることができる。この点について,
本件発電所では,
断層モデルを用いた手法による地震動評価
を行う
に当たり,これら応力降下量や破壊伝播効果を保守的に設定することにより,地震動評価が過小となることがないよう適切に対処しており,観測記録のばらつきに含まれるこれらパラメータの影響を応答スペクトルに基づく地震動評価に反映すべき合
理的根拠はない。
また,距離減衰式は,その考案に当たり,複数の地点の多くの地震観測記録をデータベースとしていることから,地域性の反映に資するよう,本件発電所の敷地(以下本件敷地という。
)において得られた内陸地殻内地震の観測記録を踏まえた補正
を行うことが有用である。この際,翠川・大竹(2003)において,マグニチュー
ドが大きくなるほど,距離が小さくなるほど,振幅が大きくなるほど,ばらつきが小さくなる傾向がみられたことが確認されているように,そもそも,地震規模や距離が様々な観測記録の中から,ばらつきが最大限ないしこれに匹敵するものを抽出し,これをもって補正しなければ不合理であるなどということはできない。本件発電所の地震動評価に即して述べれば,補正の前提となるNodaetal.(2002)の方法自体が多数の観測記録を踏まえた標準的なレベルを提案するものであることから,その補正についても平均に着目することが合理的であると判断でき,他方,保守的に断層の同時活動を肯定した結果からM7.8という大きな振幅レベルをもたらす検討用地震を想定している中で,その想定する地震の領域で発生していない地震や,想定する断層の数十分の一といったスケールの断層面積しかもたない地震の観測記録のばらつきの最大限をみるといった,前提とするNodaetal.(2002)の方法の提案する標準
的なレベルと大きく異なる地震動を評価するような検討を行う理由もない。ほかに,海域で発生した地震については,その震源を決定するに当たり,陸域で発生した地震とは異なり,
震源を取り囲むような複数の観測記録による検討がなされていないなどの震源位置の精度上の課題もあり,ばらつきの最大ないしこれに匹敵するような観測記録のみを取り上げることは適切でない。

被告は,松田式(松田時彦東京大学地震研究所助教授が活断層から発生する地震の規模と周期についての論文で提案した,地震のマグニチュードMと活断層の長さL(km)との関係を表す経験式(logL=0.6×M-2.9))により地震規模を算
出するに当たり,敷地に与える影響が大きくなるよう断層長さを保守的に考慮し,また,等価震源距離についても,傾斜角及びアスペリティ(震源断層面において固着の
強さが特に大きい領域のことをいう。アスペリティからは,振幅の比較的大きな地震波が放出されることが知られている。また,アスペリティの領域における地震時のすべり量(地震により破壊した震源断層面のずれの量)は周りよりも相対的に大きくなる。
)の位置につき敷地に与える影響が大きくなるように考慮した上で,距離減衰式の特質を踏まえた応答スペクトルに基づく地震動評価を適切に行っており,その
合理性が原告らの主張により否定されることはない。
イ内陸地殻内地震について
(ア)適切な補正係数を設定したこと
被告は,内陸地殻内地震について,本件敷地に与える影響が最も大きいものを検討用地震として選定するため,各観測記録の傾向を把握すべく,各観測記録の解放基盤表面の応答スペクトルを,Nodaetal.(2002)の方法により地震規模及び等価震源距離を用いて評価した平均的な地震動により除して,その値(応答スペクトル比)について各観測記録の基である地震の震央位置とともに検討した。各断層の位置と各観測記録の基である地震の震央位置との関係をみると,福島県と茨城県との県境付近における領域にあるF1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層を含む各断層については,この領域で発生した観測記録の基である地震が分布し
ている。これらの観測記録の傾向として,Nodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動に比べて,短周期側では平均で水平方向で1.4倍程度,鉛直方向で1.7倍程度であることを確認し,
短周期帯をおおむね包絡するように短周期側に2倍の補正
係数を設定した。他方,上記以外の各断層については,Nodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動と同程度であったことから,観測記録を用いた補正を行っていな
い。
このようにして,
検討用地震の選定の候補とする地震の地震動を比較した結果,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震
(M7.
8,
等価震源距離31
km)
を検討用地震として選定した。
応答スペクトルに基づく地震動評価
に当たっ
ても,
福島県と茨城県との県境付近における領域において発生した内陸地殻内地震の
観測記録の傾向を踏まえ,
短周期帯をおおむね包絡するように短周期側で2倍の補正
係数を設定して行った。なお,上記の補正係数の設定に当たっては,本件敷地で得られた観測記録を踏まえた検討を行っており,一般社団法人日本電気協会(以下日本電気協会という。)による原子力発電所耐震設計技術指針JEAG4601-20
15(以下,同指針を作成年度で特定して単にJEAG4601-2015など
という。
)に示されている内陸地殻内地震の補正係数を採用していない。
(イ)震源モデルの設定段階でも保守的な検討を重ねていること
加えて,地震動評価に用いる震源モデルの設定に当たっても,以下のとおり,詳細に地域性を踏まえつつ保守的な検討を重ねている。
すなわち,詳細な各種調査の結果によれば,F1断層については後期更新世以降の活動が否定されるとも考えることができ,加えて,塩ノ平地震断層については今後50年における活動可能性が事実上無いと考えられるにもかかわらず,これらの同時活動を考慮するとの保守的な検討を行っている。基本震源モデルの設定に当たっても,これら同時活動を評価した位置に,地質調査による断層の形状に沿うよう,F1断層に相当する位置と北方陸域の断層・塩ノ平地震断層に相当する位置とに区分して,約58kmに及ぶ断層長さの震源断層面を設定している。

震源断層の傾斜(傾斜角)については,基本震源モデルにおいて,F1断層における海上音波探査により得られたデータからは高角であると考えられるところを,敷地に与える影響が大きくなるように西傾斜60°と保守的に設定し,震源断層の幅については,上記の保守的に設定した傾斜角(西傾斜60°)を用いて算出した17.3kmと設定している。その上で更に,震源断層の傾斜角を45°とするとの不確かさ
を考慮した震源モデルについても検討している。
アスペリティの位置については,基本震源モデルにおいて,敷地に与える影響が大きくなるように,
鉛直方向については震源断層モデルの上端に一致するように設定するとともに,水平方向については敷地に近い位置に設定した。その上で更に,アスペリティ位置の水平方向につき,より敷地に近い位置となるよう,モデルの南端にアス
ペリティを配置する震源モデルについても検討した。この設定は,震源断層面の領域の端部のアスペリティ領域において大きなすべりが生じる一方,アスペリティ領域に隣接する片側の領域ではすべりが一切生じないという物理的に考え難い断層運動をモデル化したものである。
以上のとおりであるから,被告は,本件発電所において得られている豊富な内陸地
殻内地震の観測記録の傾向を踏まえ,検討用地震の選定を行った上で,詳細に地域性を踏まえつつ保守的な条件設定を重ねた震源モデルの下で,距離減衰式の特質を踏まえた応答スペクトルに基づく地震動評価を適切に行っており,これを踏まえることなく,
全周期帯にわたるばらつきの最大の考慮を求める原告らの主張に理由はない。ウプレート間地震について
原告らは,
鹿島灘付近で発生した地震の応答スぺクトル比による補正係数が過小であると主張するが,被告は,1896年鹿島灘の地震について,過去に実際に発生した被害地震の一つとして検討用地震の候補とするにとどまり,検討用地震に選定していない。
そして,
応答スペクトルに基づく地震動評価としては,
検討用地震とした
2011年東北地方太平洋沖型地震の観測記録から解放基盤波を評価し,これを包絡する応答スペクトルを採用しているところ,このような手法は保守的なものである上,
同地震波には鹿島灘付近からの地震波も含まれるのであるから,あえて地震規模がM7.3と小さく,東北地方太平洋沖地震(Mw9.0)に震源域も包含される1896年鹿島灘の地震を評価する必要はなく,原告らの主張に理由はない。⑵争点3-2-2(断層モデルを用いた手法による地震動評価(SMGAモデル関係)
)について

(原告らの主張)
以下のとおり,東北地方太平洋沖地震の際,第二波群の先頭に構造物にとって脅威となる周期2秒程度のパルス波が含まれていたが,被告が東北地方太平洋沖地震を基に行った地震動の想定は,
このようなパルス波を表現することができない手法による
ものであり,
かつ大振幅のパルス波を生じさせる強い破壊が茨城県沖に生じる可能性
を考慮しておらず,過小なものである。
ア強震動パルスを再現する必要性
(ア)強震動パルスの脅威について
強震動パルスとは,工学上重要な周期帯域に現れるパルスをいう。中でも,周期が1~2秒程度のパルス状の地震波は,加速度及び速度が共に大きくなりやすいという
特徴があり,大加速度かつ大速度の大振幅のパルスは構造物に大被害をもたらす。内陸地殻内地震である1995年兵庫県南部地震(Mj7.3)及び1994年にアメリカ合衆国(以下米国という。
)カリフォルニア州で発生したノースリッジ地震
(Mj6.8)は,いずれも構造物に大きな被害をもたらしたが,その原因は,周期1~2秒程度の大振幅の強震動パルスであった。震源断層の近傍の観測点において,断層面を伝播するすべり破壊が近づいてくる場合,断層各点から発生するパルス状の強震動が建設的に重なり合うことによって,指向性パルスは発生する。上記1995年兵庫県南部地震(Mj7.3)の際,神戸市では六甲断層帯の走向に直交する方向に多くの建物をなぎ倒すような強烈な地震動が観測されたが,指向性パルスがその成因の一つと考えられており,その破壊力からキラーパルスとも呼ばれた。原子炉施設についても強震動パルスを考慮すべきとの考え方については,原子炉施
設の主要設備の固有周期は0.5秒以下の短周期であるとの反論があり得るが,固有周期は,
地震動の周期が構造物の固有周期と合うときに共振という現象を介して構造物に作用する加速度が大きくなることから意味を持つものであるところ,周期1~2秒の大振幅の強震動パルスによる破壊は,共振という現象を介さずとも,加速度及び速度が共に大きな地震動が1ないし数回対象物に作用することによって対象物が破
壊される現象であるため,
本件発電所の固有周期が周期1~2秒よりも短周期である
としても,本件発電所にとって危険であることに変わりない。また,固有周期の短い構造物であっても,大きな加速度を受けることにより塑性化する可能性があり,一旦塑性化すれば元の固有周期は意味をなさない。
(イ)東北地方太平洋沖地震の際に観測された強震動パルスの再現を考慮すべきこと
海溝型巨大地震である東北地方太平洋沖地震の際,第二波群先頭に強震動パルスが含まれていた。この時観測された強震動パルスは,パルスの形状や周期特性という点で内陸地殻内地震による強震動パルスとよく似ており,振幅が大きければ,構造物にとって脅威となる。なお,海溝型巨大地震における強震動パルスの振幅が地盤条件によって大きく変化することは内陸地殻内地震の場合と同じであり,宮城県内の観測点
であるMYGH12の最大速度は20カイン(cm/s)であるが,MYG013では73カイン(cm/s)であり,仙台市内の七郷中学校のCCHG観測点では,NS成分で114カイン(cm/s)に達している。
東北地方太平洋沖地震の際,東北電力株式会社女川原子力発電所(以下女川発電所という。)においても,周期2秒程度のパルス状の地震波が観測され,これが最大加速度の値を大きくした原因となった。もっとも,東北地方太平洋沖地震の際は,強震動パルスをもたらした強い破壊の領域が,
宮城県沖の,
仙台市からみて150km,
牡鹿半島からみても100kmほど沖合にあったため,大被害をもたらすには至らなかったが,
このような強い破壊は必ず沖合で生じるというものではなく陸地に近いところで生じることもあり,また,今回は宮城県沖であったが,茨城県沖で生じる可能性もある。

上記東北地方太平洋沖地震に加え,2003年十勝沖地震,1978年宮城県沖地震,
1968年十勝沖地震などの強震記録の取得されているものでは強震動パルスの生成が確認されており,海溝型巨大地震(プレート間地震)においても,強震動パルスの生成は普遍的な現象である。

被告が東北地方太平洋沖地震を基に行った断層モデルを用いた手法による地
震動評価は,強震動パルスを表現できない手法によるものであり,かつ想定が不十分なため過小評価となること
(ア)SMGAモデルについて
被告は,東北地方太平洋沖地震の地震動について地震調査研究推進本部(地震調査委員会)による震源断層を特定した地震の強震動予測手法(「レシピ」)(以下レシピという。
)を適用し,標準的なSMGAモデル(SMGAとは,StrongMotionGenerationAreasの略称であり,震度分布を評価するための断層モデルに使用する用語で,断層面の中で特に強い地震波(強震動)を発生させる領域(強震動生成域)をいう。なお,断層面のその他の領域は,強震動生成域の背景領域という。本判決において,SMGAモデルとは,東北地方太平洋沖地震のような海溝型巨大地震につい
て,一辺が数十kmの広い領域(SMGA)を設定して評価する震源モデルをいい,SMGAモデルのうち,
各SMGAから地震波がまんべんなく生成されると考えるモ
デルを標準的なSMGAモデルという。
)に基づいて地震動評価を行っている。
しかし,
標準的なSMGAモデルを採用する各研究者による東北地方太平洋沖地震の震源モデル化(佐藤(2012)
(甲D82,丙D51)
,AsanoandIwata(20
12)
(甲D83)
,川辺・釜江(2013)
(甲D84,丙D45)
)においては,東
北地方太平洋沖地震の際の第二波群の先頭のパルス波を再現することができない。これを再現できるのは,
SMGAモデルを基本としつつSMGA内の小さなサブエリア
内でより高い応力パラメータを設定するモデル(以下不均質なSMGAモデルという。
)を提案するKurahashiandIrikura(2013)(甲D123)と,後記(イ)
のSPGAモデルのみである。このことは,標準的なSMGAモデルに限界があるこ
とを示している。なお,被告は,不均質なSMGAモデルに関し,KurahashiandIrikura(2013)の執筆者である入倉孝次郎(以下入倉教授という。)及び倉
橋奨は,別の論文において,応力降下量ではなくライズタイムの違いとして考慮したと主張するが,当該論文を証拠提出しない。
被告は,東北地方太平洋沖地震につき,標準的なSMGAモデルを適用できる根拠
として諸井ほか(2013)を挙げるが,諸井ほか(2013)では,東北地方太平洋沖地震の強震動パルスを再現できていないことに加え,同地震の時刻歴波形では2つの波群がみられたにもかかわらず,諸井ほか(2013)では一つ目の波群しか再現できていない。また,同地震の女川地点について短周期レベルをかさ上げし再現性が高まったとするがなお十分に過小であって再現できていない。
被告は,
諸井ほか
(2

013)が東北地方太平洋沖地震の観測値を再現できていない点に関し,本件発電所における地震動評価のように,地震動を保守的に評価するとの観点からは,対象地点に破壊が向かってくる位置に破壊開始点を設定することで対処できるなどと主張するが,諸井ほか(2013)は,女川地点でより振幅が大きくなるように,実際に起きた現象とは異なり,沖合側のSMGAを先に破壊させ,陸側のSMGAを後から破
壊させているにもかかわらず,過小評価となっていることからすると,破壊開始点の設定によって対処し得る問題ではない。
したがって,標準的なSMGAモデルは,東北地方太平洋沖地震の観測記録を再現することができないモデルであり,これを用いた本件発電所の地震動評価は,本件発電所を襲う可能性がある地震動をカバーしているとはいえない。
(イ)SPGAモデルについて
SPGAモデル(SPGAとは,Strong‐motionPulseGenerationAreaの略称である。は,

海溝型巨大地震の強震動予測のために提案され,
一辺が数kmの狭い領域
(SPGA)から地震波が集中的に生成されると考えるモデルであるところ,SPGAモデルによれば,東北地方太平洋沖地震の強震動パルス(波形)を再現することができる。そして,本件発電所は,プレート境界の近傍に立地しており,パルス波の波
源(SPGA,又は不均質なSMGAの中の局所的に応力降下量の高い部分)が本件発電所の近傍に存在するという可能性も否定できないため,これを考慮することができるSPGAモデル又は不均質なSMGAモデルを用いて地震動を評価する必要がある。
証人野津が,SPGAモデルを用い,東北地方太平洋沖地震の際に特に強い地震波
を放出した宮城県沖のSPGAにおいて発生した強い破壊が本件発電所近傍の茨城県沖のSPGAで発生したと仮定して評価を行った結果,本件敷地における地震動は最大加速度2000ガル程度,最大速度200カイン程度となり,被告の策定した基準地震動を大幅に上回った。また,証人野津が不均質なSMGAモデルを用い,KurahashiandIrikura(2013)の宮城県沖のSMGA3内のサブエリアで発生
した強い破壊が本件発電所近傍の茨城県沖合のSMGAで発生したと仮定して評価を行った結果も,被告の策定した基準地震動を大きく上回った。
したがって,
標準的なSMGAモデルを用いて策定された本件発電所の基準地震動は過小評価である。
被告は,SPGAモデルが規制に取り入れるだけの科学的・技術的熟度に至ってい
ないと主張するが,同モデルは,港湾の施設を建設,改良,維持する際に適用する基準として,
港湾の施設の技術上の基準
において既に採用されているモデルである。
福島第一発電所事故は,東京電力が津波に対する長期評価を科学的・技術的熟度に至っていないことを理由に軽視した結果招いたものであることを忘れてはならない。(被告の主張)
ア強震動パルスについて
(ア)1995年兵庫県南部地震のパルス波について
1995年兵庫県南部地震(Mj7.3)は,内陸の活断層である六甲断層系を震源とする地震であり,震災の帯に沿って木造家屋などに大きな被害が生じた。被害を引き起こした強震動は周期1秒程度のキラーパルスで,破壊の進行方向に大きな波を生じる指向性と生成された波が盆地端部で大きく増幅される地盤特性との相乗効果
によって形成されたと考えられる。しかし,この地震におけるキラーパルスは,接合部に補強金物を使用していない多くの古い軸組仕様の木造家屋に倒壊等の被害をもたらした一方,壁式構築物(枠組壁構法住宅や壁式RC造構築物)にはほとんど被害が生じなかった。
特に高い水平剛性と大きな水平強度を有する箱形の構造形式である壁式RC造建築物は,同地震のほか,1968年十勝沖地震,1978年宮城県沖地
震も含め,過去の被害地震における被害状況は極めて小さく,その耐震性は他の構造形式の構築物に比べて十分高いとされている。その上,原子力発電所の耐震上重要な施設は,
静的地震力として建築基準法の定める地震力の3倍の地震力及び弾性設計用地震動による地震力のいずれか大きい方に対し弾性設計を要求されているなど,一般の壁式RC造建築物よりも高い耐震性が要求されている。

本件発電所を始めとする原子炉施設の主要設備の固有周期は0.5秒以下であるところ,原告らは,大振幅のパルスによって構造物が塑性化すれば弾性時固有振動数は意味を持たなくなるとも主張するが,
その論拠とする論文である川瀬
(1998)
(甲
D90)によれば,被害に直結する地震動特性の卓越すべき周波数帯域は1秒を中心とする狭い範囲(おおむね2秒~2Hz)に限定されており,この範囲は,短周期側
の0.5秒以下のものがほとんどの原子炉施設の主要施設の固有周期と異なる。その上,同論文が検討の対象としている一般構造物においてすら,塑性率応答スペクトルは,降伏震度が大きい場合(k=1.0)には弾性時固有周期にかかわらず,被害は軽微なものにとどまることを示しており,新耐震基準以前のものであっても低層の壁式RC構造物などには大きな被害が出なかったことと対応しているとしている。(イ)本件発電所の東北地方太平洋沖地震を検討用地震とする地震動評価において強震動パルスの再現を考慮する必要がないことについて
a東北地方太平洋沖地震の宮城県内の観測記録について
証人野津は,
東北地方太平洋沖地震の際の宮城県内の観測点における周期1~5秒の帯域の速度波形を検討し,構造物に危険な強震動パルスが含まれていたとするが,証人野津が野津(2012)
(甲D78,丙D163)で検討対象とした宮城県内の観

測点MYG001,MYG004,MYGH10,MYG011,MYGH12,仙台Gの観測記録について,
周期1~5秒のバンドパスフィルタをかけて1~5秒の周
期成分だけにしたものと,バンドパスフィルタをかけていないものとを比較すると,これらの観測点の前者の最大加速度及び最大速度は後者の最大加速度及び最大速度よりも小さく,
各観測点の最大加速度及び最大速度が周期1~5秒の周期帯によって
決まっているとはいえない。
MYG004は,
東北地方太平沖地震において最も大きな加速度を示したK-NE
T築館の観測点であり,その観測記録は,最大加速度2700ガル,最大速度105カインであるが,周期1~5秒の周期成分は,最大加速度95ガル,最大速度28カインであり,
この最大加速度及び最大速度に対する周期1~5秒の成分の寄与は極め
て小さい。証人野津の論文である野津(2012)
(甲D78,丙D163)も同観測
点の周期1秒から5秒の速度波形を示しているが,20カインを少し超える程度であり,同観測点の大振幅加速度かつ大振幅速度の地震波は,周期1~5秒のパルスによるものでないし,そもそも周期1~5秒のパルスが観測されたともいえない。このMYG004の大振幅記録は,極表層地盤の非線形挙動や,崖地形による増幅が要因と
して指摘されている。
証人野津の意見書(甲D194・6~7頁)に大振幅のパルスの例として挙げられている仙台市内の七郷中学校のCCHG観測点においては,最大加速度1148ガル,最大速度142カインという大振幅加速度かつ大振幅速度波形が観測されているところ,このような地震動の増幅は局所的にみられ,同地点の表層地盤の増幅特性及び非線形の影響を受けたものであるとされ,また,周期1秒付近に鋭いピークがみられたものの,被害は顕著にみられておらず,同地点の強震動はこの地域の揺れを代表するものでないとされている。仙台市内の観測記録は,地表近傍の表層地盤が地震動の強さに影響を与え,地震動特性は位置により大きく変化することが指摘されている。次に,
東北地方太平洋沖地震の際の女川発電所の観測点であるONG128の観測記録の加速度波形及び速度波形について,周期1~5秒と周期1秒までの波形とを取
り出したところ,全周期帯では最大加速度420ガル,周期1~5秒では66ガル,周期1秒以下では386ガルとあるように,周期2秒程度のパルスが最大加速度を決めているということは全くなく,同地点の最大加速度は1秒以下の短周期の地震波で決まっている。倉橋・入倉(2017)
(甲D177)は,東北地方太平洋沖地震の観
測記録のうち2~10秒の長周期地震動が五つのSMGAによって再現できること
を示した論文であるが,KurahashiandIrikura(2013)が検討対象としたONG128やMYGH12の加速度波形にみられたパルス波を約0.5秒であるとしており(3頁)
,上記野津意見書にある周期2秒程度のパルスとは明白に相違がある。そして,証人野津によれば,1秒から2秒以外の周期のパルス波は構造物に大きな影響はない。以上のとおり,証人野津の見解の根幹を成すというべき東北地方太平
洋沖地震において宮城県に構造物に危険な周期1~5秒のパルス波が観測されたとする点やその代表例として女川発電所では周期2秒程度のパルスが最大加速度を大きくした原因であるとする点は,いずれも観測波形の分析,表層地盤等の増幅要因及び被害の状況を踏まえたものではなく,証人野津の見解は,前提を欠くものである。b東北地方太平洋沖地震の茨城県沖の観測記録について

東北地方太平洋沖地震の際,本件発電所の観測記録にパルス波はみられていない。証人野津の論文である野津ほか(2012)
(甲D79,丙D164)では,茨城県
内の観測点であるIBR007の周期1~5秒の速度波形を示して明瞭なパルスであると指摘するが,
IBR007の最大加速度及び最大速度のフィルタ無しと周期1
~5秒をバンドパスフィルタで抜き出したものを比べると,最大加速度及び最大速度に対する1~5秒の周期の波の寄与は小さく,周期ごとに抜き出さないと分からないようなそれほど大きなパルスではないものを,周期1~5秒のバンドパスフィルタで抜き出して,15カインのパルスがあるとして再現を試みたにすぎない。なお,この観測点は,表層地盤の非線形性の影響を受けている。
加えて,
証人野津の別の論文である野津
(2012)
(甲D78,
丙D163)
では,
周期1~5秒の速度波形のパルスの再現を目的として,茨城県内の観測点であるIB
R002,IBR003,IBR018の周期1~5秒の速度波形を示しているが,いずれも最大加速度及び最大速度に対する周期1~5秒の周期帯の波の寄与は小さくて目立たないものである。IBR003は,本件発電所の北方14.4kmに位置する茨城県日立市立助川小学校の敷地内の観測点であるが,東北地方太平洋沖地震のK-NETの観測点の中では3番目に大きい大加速度が観測されているところ,表層
地盤の地盤増幅特性によって同観測点の近傍数mの範囲で局所的に地震動が大きくなっていることが明らかとされている。一方,同観測点の周期1~5秒の速度波形はEW成分6カイン,
NS成分11カイン程度の小さなものであり,
明瞭なパルスとか,
構造物にとって脅威となるパルスなどは存在しない。観測点IBR018については,パルスはもちろんのこと,パルス状のものがあるということもできない。
したがって,
茨城県内の地震観測記録から茨城県沖にパルス波生成の震源特性を結論付けることはできないし,
茨城県沖の震源特性をSPGAによって説明する合理的
根拠も見いだせない。
c海溝型巨大地震において強震動パルスが普遍的とはいえないこと1978年宮城県沖地震のパルス波は,断層破壊がS波の伝播速度に近い速度で伝
播することにより,破壊の進行方向で地震波が重なり合い,振幅が大きくなるディレクティビティ
(指向性)
効果によるものであって,
地震調査研究推進本部
(2005)
は,宮城県沖に73MPaのアスペリティ(SMGAと同じ)を置くことによって特徴的なパルスを含めて観測地震波形を再現している(丙D161・(説明)18頁)

そのほか,証人野津の論文(野津ほか(2012)
(甲D79(丙D164)
)の21
8頁の表1,丙D165・14頁の表-3.1)記載の2005年宮城県沖地震(M7.2)について,釜江ほか(2006)
(丙D221)は,海溝側に90MPaの
アスペリティを設定した断層モデルと経験的グリーン関数法により観測記録のパルス波を再現し,更に,釜江ほか(2007)
(丙D222)は,同地震の断層モデルを
再評価し,海溝側に80MPaのアスペリティを設定し,レシピによる再現が可能であることを明らかにしている。そして,佐藤(2010)①(丙D188)は,昭和
53年(1978年)から平成17年(2005年)までの日本のプレート間地震のうち,応力降下量は,2005年宮城県沖地震が最大で1978年宮城県沖地震が2番目に大きいと整理し,アスペリティ(SMGA)の応力降下量によって宮城県沖の震源特性の地域性を明らかにしている。
このように,
宮城県沖のプレート間地震の応力降下量ないし短周期レベルが他の地
域より大きいことは,多くの研究結果が示しており,宮城県沖のこれらの地域性を含めて,その地震像がレシピやSMGAモデルによって説明されている。また,証人野津が挙げる十勝沖地震については,例えば,1968年十勝沖地震であれば,証人野津も,青森港,八戸港は堆積層の影響を受けていてパルスだけが目立つ波形となっていないとするものであるが,
地震調査研究推進本部
(2004)
(丙D

223)は,三陸沖北部の地震についてレシピに基づく強震動評価を行うに当たり,第三アスペリティの応力降下量を85.0MPaとするなどして1968年十勝沖地震の観測記録と最も調和的となった値を採用したとしており,アスペリティ(SMGAと同じ)によって評価を行っている。2003年十勝沖地震については,釜江・川辺(2004)
(丙D224)が,レシピの手法に着目して,3つのアスペリティから
なる震源モデルと,
余震記録を要素地震として伝播経路特性と地盤増幅特性を反映し
た経験的グリーン関数法により,各観測点でみられる特徴的なパルス状の波形と各アスペリティから生成される波形との一致度から最適モデルを構築し,観測記録を再現している。
したがって,原告らが挙げる海溝型巨大地震の例は,あくまでも宮城県沖や三陸沖北部の震源域の地域性と,
堆積層の影響を含めた観測点の地盤増幅特性によって説明
されるのであって,
海溝型巨大地震においてパルスが発生するのが普遍的であるとは
いえない。

被告が東北地方太平洋沖地震を基に行った標準的なSMGAモデルによる地
震動評価は適切であること
(ア)SMGAモデルについて
a
被告が本件発電所のプレート間地震の地震動評価に用いたSMGAモデルは,
1995年兵庫県南部地震を契機に著しく発展し,不均質な断層面をモデル化することにより,地震動を精緻に評価する手法として開発が進められてきたものであり,その代表的手法であるレシピは,複数の観測記録によって検証されているなど,信頼性は高く,多くの場面で実用されている実績のある手法である。近時の例として,内閣府に設置された南海トラフ検討会は,
あらゆる可能性を考慮した最大クラスの巨大な地震・津波を検討していくべきであるとの考え方に従い,東北地方太平洋沖地震で得られたデータを含め,現時点の科学的知見に基づき,南海トラフ沿いにおいて発生し得る最大クラスの地震・津波を検討し公表しているところ,その地震動評価において採用したモデルもSMGAモデルである。

このように,SMGAモデルについては,豊富な知見や評価事例が既に蓄積されており,国による防災の施策でも活用され,原子力規制委員会も,各設置者の行うプレート間地震の地震動評価について,対象地点における観測記録等を踏まえつつ,地震動評価に与える影響の大きいSMGAの位置及び短周期レベル等のパラメータについて保守的に検討されているかなどを審査し,その妥当性を判断している。特に,本
件発電所においては,本件発電所で得られた東北地方太平洋沖地震の観測記録と,地震調査研究推進本部のレシピに沿って設定したSMGAモデルを用いた地震動評価結果とを比較し,
当該地震動評価により原子炉建屋等の主要施設の固有周期である0.5秒以下の短周期領域において特に良く再現できることを確認しているという点でも,
2011年東北地方太平洋沖型地震についてSMGAモデルを用いることが合理的である。
b諸井ほか
(2013)
の研究は,
レシピが,
これまで地震の発生様式を問わず,
様々なタイプの地震の地震動評価に十分な効果を発揮してきたものの,我が国観測史上最大規模の東北地方太平洋沖地震にまで,レシピの考え方が適用可能かどうかを検討することを目的とするものである。その目的ゆえに,東北地方太平洋沖地震発生後に得られた同地震の詳細なデータ等を活用するのではなく,Mw9.0を前提条件と
した上で,
地震前の先験情報に基づく標準的な強震動レシピを用いて震源のモデル化を行い,統計的グリーン関数法により,女川発電所,福島第一発電所(当時),本件発
電所の各地点における露頭岩盤上の強震動を評価し,その結果と各地点における観測記録(はぎとり波)とを比較して,再現を試みるとの検討方針が採用されている。この検討方針の下,強震動に直接影響を与えるパラメータとして,SMGAの位置につ
いては過去に発生した地震の震源域を考慮して,SMGAの応力降下量については標準的な強震動レシピに基づき,
それぞれ設定するなどの先験情報を活用したものであ
るが,その地震動評価の結果は,地震動レベルの評価の点で観測記録をよく捉えており,
海洋プレート間巨大地震に対する標準的強震動レシピの有効性を十分に示すものである。

他方で,先験情報に基づくゆえの制約ないし限界もあり,この点については,諸井ほか(2013)においては,①加速度記録の経時特性は説明できておらず,その再現には先験情報のみでは不十分であり,断層破壊伝播の解明等が必要と思われる,
②地震動レベルの観測記録との整合性を地点ごとにみると,東海地点に比較して女川地点の解析結果はやや過小評価となっていると適切に記述されている。
ただし,これら各点をもって,Mw9クラスの巨大プレート間地震に対してレシピを適用することが不合理とすることはできない。
すなわち,①については,震源断層面において,いかなる破壊開始点から破壊が始まるかは分からず,それゆえ,先験情報のみでは加速度記録の経時特性を説明することは困難であるものの,本件発電所における地震動評価のように,地震動を保守的に評価するとの観点からは,
対象地点に破壊が向かってくる位置に破壊開始点を設定す
ることで対処できる事項である。
②については,そもそも,女川地点の評価結果に関するものであり,本件発電所の評価結果は観測記録とよく整合しているが,
この点を措いても,
宮城県沖については,
東北地方太平洋沖地震発生前から,昭和53年(1978年)から平成17年(2005年)までのMw5.5以上の日本のプレート境界地震の中で,応力降下量につい
て,2005年宮城県沖地震が最大,1978年宮城県沖地震が2番目に大きいとされているなどの地域性が知られている。もとより,標準的なレシピの適用を前提としながら,対象地点における地域性を考慮することができ,むしろ,原子力発電所における地震動評価では,そのような地域性を考慮した地震動評価が求められるところ,諸井ほか(2013)においても,1978年宮城県沖地震を参考に,宮城県沖の短
周期レベルをかさ上げすることで,震源の地域性の影響の取り込んだ評価を示し,再現性が有意に高まったことを示している。更に,東北電力株式会社は,女川発電所について,新規制基準を踏まえてプレート間地震の検討ないし評価を行うに当たり,諸井ほか(2013)による強震動シミュレーションと東北地方太平洋沖地震の観測記録との整合性に関し,諸井ほか(2013)の断層モデルから,応力降下量を197
8年宮城県沖地震のレベルに見直し,放射特性を地震調査研究推進本部(2005)に見直すと,観測記録とよく整合する評価結果を得たなどとしている。以上のとおりであるから,原告らの挙げる諸井ほか(2013)の記述内容をもって,
本件発電所におけるプレート間地震の地震動評価の合理性を否定することはできない。

(イ)SPGAモデルについて
証人野津らは,
野津ほか
(2012)
(甲D79
(丙D164)等の論文において,

港湾の分野では岸壁に対して最も影響を及ぼしやすい周波数帯域は0.3~1Hzであるとされていることなどを挙げて,主に1.0秒~5.0秒の周期帯(0.2~1Hzの周波数帯域)における強震動の特性に着目した検討を行っているが,SPGAモデルによる強震動予測は岸壁などの港湾の土木構造物を除き,
実用されていないの
が実情である。
SPGAモデルにはSPGAをどのように配置すべきかという強震動予測上の課題もあり,その基本的事項も確立されていない。また,SPGAモデルについては物理モデルとしての妥当性に問題があり,学術的な議論が必要である。原子力規制委員会も,本件設置変更許可に係る意見公募手続(以下本件意見公募手続という。)において,標準的なSMGAモデルでは,2011年東北地方太平洋
沖地震の2波(女川沖)3波(茨城沖)と続いた小さな破壊域から発生した強震動パルスが再現できないところ,
原子炉施設の耐震設計では震度を計算するのが目的では
なく,耐震検討用の地震動計算が目的である以上,強震動パルスが再現できるSPGAモデルによる強震動パルス生成域を置いて計算するべきであるとの意見に対し,震源断層の詳細な調査結果を用いてレシピを用いる方法以外の方法によって基準地震
動を策定するというアプローチについては,どのように保守性を確保していくかに関し妥当な方法が現時点で明らかになっているとはいえず,規制において要求又は推奨すべきアプローチとして位置付けるまでの科学的・技術的な熟度には至っておらず,SPGAモデルは,
2011年東北地方太平洋沖地震等の観測地震動を説明するため
の再現モデルの一つであるが,予測問題に適用する場合においては,提案者も論文で
示すようにSPGAの位置設定等が今後の課題とされており,強震動予測のパッケージとして確立していないと考えられ,SPGAモデルの適用も含め,地震動の計算方法の高度化については,まずは,地震調査研究推進本部のような場で議論されるものであり,そこでの検討結果も含め,新たな知見が得られれば,原子力発電所の規制にどのように取り入れるかについて,規制委員会として適切に判断していく旨回答して
いる。
また,本件発電所を含む原子力施設における主要設備の固有周期は0.5秒以下であり,証人野津らが研究対象とする周期帯とは異なる。
これらのことから,
原子力施設に想定する地震動評価においてSPGAモデルを想
定しなければならない必然性はない。
⑶争点3-2-3(断層モデルを用いた手法による地震動評価(不確かさの考慮等)
)について
(原告らの主張)
ア不確かさの考慮の不足(内陸地殻内地震)
(ア)地震動審査ガイド違反(基本震源モデル設定時に行うべき短周期レベルの設定を不確かさの考慮として行っていること)

被告は,地震動の想定にレシピを用いているところ,レシピは,特定の震源断層を前提に,最もあり得る地震動と強震動(地震動の平均像)を評価するための方法論であり,地震動の平均像を示したものである。
被告は,
内陸地殻内地震の検討用地震として選定したF1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震について,基本震源モデルを設定した。その断層パラメー
タは,
断層の長さが約58km,
地震のタイプは正断層,
断層傾斜角は西傾斜60度,
断層上端深さ3km,下端深さ18km,断層幅は17.3km,平均応力降下量は断層全体として3.1MPa,アスペリティの応力降下量は2つとも14.09MPa,背景領域の実効応力は2.82MPaとされている。その上で,被告は,上記パラメータについて,断層傾斜角を西傾斜45度にする,短周期レベルをレシピの1.
5倍とする,
アスペリティの位置を敷地に近い位置ではなく断層端部にするという不確かさの考慮をしたところ,このうち,敷地の地震動の大きさに最も影響を及ぼすのは,短周期レベルを1.5倍とした点である。これは,2007年新潟県中越沖地震の知見に基づくものであるが,
地震動審査ガイドでは,
震源モデルの設定
の項にお
いて

アスペリティの応力降下量(短周期レベル)については,新潟県中越沖地震を踏まえて設定されていることを確認する。(3.3.2⑷①2)

)と規定されており,
同地震の知見は3.3.3不確かさの考慮を行う前に基本震源モデルの設定段階において考慮し,その上で更に不確かさの考慮を行うことが求められている。そもそも,応力降下量がレシピによる平均的値の1.5倍になるような地震は決して珍しいものではなく,科学的想像力を発揮した十分な不確かさの考慮をするなら,平均的値の4倍ですらすまないのであり,平均的値の1.5倍程度では安全性は確保することができないことは明らかである。
したがって,被告が不確かさの考慮として短周期レベルをレシピの1.5倍とした点は,地震動審査ガイドに反するものであり,不確かさの考慮としても十分ではないというべきである。
(イ)応答スペクトル比等に照らしても不確かさの考慮が不十分であること
被告が検討用地震に選定したF1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震は,被告自身,応答スペクトル比が短周期側で大きくなる傾向があるとする福島県と茨城県の県境付近の内陸地殻内地震である。そうであれば,その断層モデルを用いた地震動評価においても,
地震動が短周期側で大きくなるということを考えない理
由はないから,
少なくとも平均応力降下量は被告が採用した補正係数である2倍をし
た6.2MPaとすることが必要である。
さらに,入倉・三宅(2001)
(丙D20)の断層面積と地震モーメント(Mo)
の関係に係るスケーリング則において,Moの平均的値の2倍が標準偏差ほぼ+σの領域にあり,Moの平均的値の4倍となるデータも存在することからすると,補正係数を2倍にしたとしても+σ程度の値でしかなく,応答スペクトルに基づくのと同様
に4倍程度の補正係数を設定することが必要であって,短周期レベルをレシピの1.5倍とするだけでは不確かさの考慮が不十分である。
また,被告は,検討用地震(F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震)について,基本震源モデルとして,2つのアスペリティの応力降下量をいずれも14.09MPaとしているが,2007年能登半島地震や新潟県中越沖地震では複
数のアスペリティの応力降下量は異なるものと解析されており,複数のアスペリティの応力降下量が異なることはごく普通に起こり得る。そうであれば,少なくとも不確かさの考慮として,
基本震源モデルの2つのアスペリティの応力降下量についても異
なる値を設定することが必要である。基本震源モデルにおいて,本件発電所に近い南側のアスペリティの応力降下量が北側のものよりも大きい場合が本件発電所への影響が大きくなるから,
少なくとも南側のアスペリティの応力降下量を北側の2倍に設
定すべきである。加えて,福島県と茨城県の県境付近で発生する地震として,断層全体の応力降下量を平均的値の4倍にすべきだとすれば,南側のアスペリティの応力降下量は,被告の設定値の少なくとも8倍の113MPaをとることが必要となる。(ウ)小括
被告は,
短周期レベルの不確かさを考慮したケースで約900ガルの地震動評価を
しているが,前記(ア)のとおり,短周期レベルについてレシピの1.5倍の考慮では不足しており,これを2倍とすれば1200ガル,4倍とすれば2400ガルとなり,更に前記(イ)のとおり南側のアスペリティについて平均的値の8倍を考慮すれば,4800ガルの地震動を想定すべきこととなる。
イ不確かさの考慮の不足(プレート間地震)

被告は,断層モデルを用いた地震動評価に当たり,茨城沖のSMGAを本件敷地からの距離が最短となるように近づけるとともに,
短周期レベルを強震動予測レシピの
1.5倍にするという不確かさを考慮したと主張するが,前者については,プレート境界は沖合から陸に向かって潜り込んでいるためSMGAは陸に近づけるに連れて深くなり,
深いところにSMGAを置くほど破壊伝播の影響が本件敷地に働きにくく
なるため,保守的な地震動想定とはならない。
そして,後者については,応答スペクトルに基づく地震動評価においては鹿島灘で発生した地震の応答スペクトル比には短周期側で4倍程度になる傾向がみられるとして短周期側で4倍の補正係数を設定しているのであり,そうであれば,鹿島灘付近に設定するSMGAの平均応力降下量も平均的値の4倍程度とすべきである。さらに,
標準偏差+σ程度の値を考慮するなら,平均的値の6~7倍の値とする必要があるというべきであり,不十分である。なお,被告は,複数のアスペリティが存在する場合に全て同じ応力降下量とするが,現実には複数のアスペリティ間でも応力降下量が異なることはしばしばあるから,そのような想定は不合理である。
被告は,プレート間地震(水平動での地震)の評価において,断層モデルを用いた手法の基本震源モデルで594ガル,SMGA位置の不確かさと短周期レベルの不確かさを重畳的に考慮したモデルでは1009ガルと評価しているが,本件発電所に直近のSMGAの応力降下量の設定をレシピの1.5倍ではなく6倍とするなら,4036ガルを想定すべき(1009ガル÷1.5×6=4035.99)こととなる。(被告の主張)
ア不確かさの考慮について(内陸地殻内地震)

(ア)被告は地震動審査ガイドに従い不確かさの考慮を行っていること原告らは,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動の地震動評価における新潟県中越沖地震の知見の考慮に関し,地震動審査ガイドの3.3.2断層モデルを用いた手法による地震動評価の⑷①2)が3.3.3不確かさの考慮の前にあることなどを挙げて,内陸地殻内地震の地震動評価につき,短周期レベルの1.5倍を考慮することは基本震源モデルの設定の際に行うべきであり,1.5倍にとどめるのも不十分であると主張する。
しかしながら,そもそも,設置許可基準規則やその解釈はもちろんのこと,内規である地震動審査ガイドにおいても,
アスペリティの応力降下量(短周期レベル)については,新潟県中越沖地震を踏まえて設定されていることを確認する(同ガイドⅠ.

3.3.2⑷①の2)
)と記載されているのみであって,必ずしもアスペリティの応力
降下量ないし短周期レベルを1.5倍にすべきとの規制基準が存在するものではない。あくまで,新潟県中越沖地震の結果等を踏まえて,個々の事案において,検討用地震の特性等を検討の上,
短周期レベルを含む各種の不確かさが考慮されるべきものであ
り,本件発電所においても,このような考えから原子力規制委員会による審査がなさ
れて,被告の検討ないし評価を妥当とする判断がなされているといえる。また,同ガイドのアスペリティの応力降下量(短周期レベル)については,新潟県中越沖地震を踏まえて設定されていることを確認するとの記述が
3.33.不確かさの考慮の前の3.3.2にあることについては,同ガイドの3.3.2断層モデルを用いた手法による地震動評価は,
に係る様々な内容を記述してお
り,
地震動評価のために設定する震源モデルのうちの基本震源モデルに限ったものとは解されない。
(イ)不確かさの考慮を十分行っていること
原告らは,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震断層モデのルを用いた手法による地震動評価についても,平均応力降下量につき4倍程度の補正でも足りず,
南側のアスペリティの応力降下量につき少なくとも8倍をとることが
必要であるなどとして,被告の地震動評価が過小であるかのように主張する。しかしながら,原告らの上記主張は,
応答スペクトルに基づく地震動評価と断層モデルを用いた手法による地震動評価とでは,地震動の諸特性に係る地域性を地震動評価に反映する方法が異なるにもかかわらず,これらの方法の差異を区別していない。また,被告は,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震の

断層モデルを用いた手法による地震動評価において,同地震と同じ発生様式の地震の観測記録が敷地で得られていることから,これを要素地震とした経験的グリーン関数法を適用しているところ,
この要素地震は福島県と茨城県との県境付近で発生し
た地震であり,原告らの主張するような地震の特性を地震動評価に反映済みである。これらのことから,原告らの主張は,前提を欠くものである。

被告が,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震の震源モデルの設定に当たり,詳細な各種調査を行い,地域性を踏まえつつ敷地に与える影響が大きくなるよう保守的な検討を重ねていることは,
応答スペクトルに基づく地震動評価と同じであり,
断層モデルを用いた手法による地震動評価においても,基本震
源モデル,震源断層の傾斜角の不確かさを考慮したモデル,アスペリティ位置の不確
かさを考慮したモデルを地震動評価に用いている。これらに加えて,断層モデルを用いた手法による地震動評価においては,短周期レベルについて,平成23年4月11日に発生した福島県浜通りの地震の短周期レベルは既往の関係式に照らし特異な値ではないところを,2007年新潟県中越沖地震で得られた震源特性に係る知見の反映として,
短周期の地震動に直接影響を与える応力降下量を基本震源モデル
で設定した値の1.5倍とした場合の震源モデルを設定している。これらの震源モデルの設定に際しては,
敷地に与える影響が大きくなるよう破壊開始点の不確かさをも
考慮している。
以上のとおりであるから,原告らの主張には,理由がない。
イ不確かさの考慮について(プレート間地震)
(ア)原告らは,被告の作成した審査資料において鹿島灘付近で発生した地震の応答スペクトル比には,短周期側で4倍程度となる傾向が見られると記述されていることを挙げ,
地震による大きなばらつきがあるから平均的値の6~7倍の値とすることが求められるとし,プレート間地震の検討用地震である2011年東北地方太平洋沖型地震について,その断層モデルを用いた手法による地震動評価の結果を6~7倍した想定をすべきであるとし,被告の地震動評価が過小であるかのように主
張する。
しかしながら,原告らの主張は,
応答スペクトルに基づく地震動評価と断層モデルを用いた手法による地震動評価とでは,地震動の諸特性に係る地域性を地震動評価に反映する方法が異なるにもかかわらず,これらの方法の差異を区別していないなど前提を欠き,理由がない。

応答スペクトルに基づく地震動評価は,過去の多くの地震観測記録を収集し統計的に処理することにより求めた距離減衰式を用いて,地震動の応答スペクトルの平均像を経験的に評価する方法である。
距離減衰式に用いられるパラメータは,
一般に,
地震規模や震源からの距離等に限られるものの,このような少ないパラメータにより評価した地震動を,対象地点において得られた観測記録に基づき補正するなどして,
震源特性

地下構造による地震波の伝播特性(伝播経路特性及び地盤増幅特性)に係る地域性を地震動評価に反映することができる。
距離減衰式の一つであるNodaetal.(2002)の方法も,地震規模及び等価震源距離を用いて評価した平均的な地震動について,対象地点における観測記録等で補正する手法を提案する。例えば,敷地周辺で発生したプレート間地震の観測記録の応答スペクトルと,
これら地震の地震規模及び等価震源距離を用いて評価したNodaetal.(2002)の方法による応答スペクトルとを比較した残差(比)によって補正することができる。そして,敷地において地震観測記録が多数得られている場合には,その平均的な諸特性を考慮することとされている。
他方,
断層モデルを用いた手法による地震動評価は,震源断層の形状,SMGAないし背景領域の短周期レベルないし応力降下量,破壊開始点といった多くのパラメ
ータの設定を通じて震源近傍における地震動の特性をより詳細に評価できる方法である。このうち,経験的グリーン関数法は,実際に発生した適切な中小地震の観測記録があれば,その地点に固有の地下構造による地震波の伝播特性(伝播経路特性,地盤増幅特性)の影響を,地震動評価に反映することができる。被告は,
2011年東北地方太平洋沖型地震の地震規模がNodaetal.(200
2)の方法の適用条件を超えることから,同方法を用いた応答スペクトルに基づく地震動評価は行わず,同地震の観測記録から解放基盤波を評価し,これを包絡する応答スペクトルをもって応答スペクトルに基づく地震動評価とした。一方,2011年東北地方太平洋沖型地震の断層モデルを用いた手法による地震動評価において,同地震と同じ発生様式の地震の観測記録が敷地で得られていることから,震源断
層の北部と南部の領域のそれぞれについて選定した要素地震による経験的グリーン関数法を適用し,地下構造による地震波の伝播特性
(伝播経路特性,地盤増幅特性)
の影響を地震動評価に反映した。南部の領域に選定した要素地震は,鹿島灘付近で発生したプレート間地震であり,
原告らが主張する鹿島灘付近で発生した地震の特性は
反映済みである。

これらのことから,原告らの主張は,前提を欠くものであって,理由がない。(イ)加えて,被告は,
2011年東北地方太平洋沖型地震の断層モデルを用いた手法による地震動評価において,基本震源モデルにおける敷地に最も近い茨城県沖のSMGAの短周期レベルを保守的に設定し,更に,その位置及び茨城県沖のSMGAを含む五つのSMGAの全てについて短周期レベルの不確かさを考慮するなど,保守的な条件設定を重ねている。原告らの主張は,この被告による断層モデルを用いた手法による地震動評価の結果を平均的値のように述べる点でも誤りである。3争点3-3(
震源を特定せず策定する地震動
)について
(原告らの主張)
⑴加藤ほか(2004)について
被告は,
震源を特定せず策定する地震動の評価に当たって,加藤ほか(200
4)
(丙D53)の応答スペクトルを検討したとするが,これは,平成16年以前の地震の観測記録に基づくものであり,合計9地震,15記録,30水平成分によるものである。その後,加藤ほか(2004)を超える地震はいくつも観測されていることから,加藤ほか(2004)は,原子力発電所の基準地震動策定において最低ラインとして考慮されるべきものではない。

⑵地震動審査ガイドが挙げる地震等の検討(Mw6.5以上)ア地震動審査ガイドの例示について
地震動審査ガイドは,震源を特定せず策定する地震動の評価に当たり,観測記録を収集することを求めており,検討対象地震の選定のために収集対象となる内陸地殻内の地震として16地震(別紙4のとおり)を例示しているが,被告は,そのうち,M
w6.5以上の地震である2008年岩手・宮城内陸地震(Mw6.9)及び2000年鳥取県西部地震(Mw6.6)のいずれについても,その震源域と本件発電所における地質・地質構造等を整理した結果,地域の特徴が大きく異なるとしてこれらの地震の観測記録は収集対象外とした。このような考え方は,本件発電所の敷地周辺以外で発生した地震は考慮しなくて良いという考え方につながるもので安全側の考え
方ではない。地域の特徴が異なるからといって,異なる地域で発生した地震と同じ性質の地震が本件発電所付近で発生しないことを担保するものではなく,地震動審査ガイド違反である。
イ2018年北海道胆振東部地震(Mj6.7)
平成30年9月6日,北海道胆振地方を中心としてMj6.7(Mw6.6)の地震が発生したが,この地震は,HKD127(K-NET追分)で,南北成分1004ガル,上下成分1591ガル,3成分合成値で1796ガルを観測した上,加速度応答スペクトルは周期0.5秒付近で6000ガルと大きな地震であり,震源を特定せず策定する地震動の検討対象として収集されなければならない。この地震の断層破壊領域は地震発生層の内部に留まっているから,Mw6.5以上の地震は地表付近に一部痕跡が確認されることを前提とする地震動審査ガイドに修正を迫るものといえ
る。
⑶地震動審査ガイドが挙げる地震の検討(Mw6.5未満)ア留萌支庁南部地震以外の地震を考慮していないこと
被告は,震源を特定せず策定する地震動の策定に当たって,地震動審査ガイドが検討対象地震の選定のために収集対象となる内陸地殻内の地震の例として挙げるMw
6.5未満の14地震のうち,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。の観測記録については,

信頼性のある基盤地震動が評価できたと
してこれのみを考慮することとした。他方で,2011年茨城県北部地震,2013年栃木県北部地震,2011年和歌山県北部地震の観測記録については,信頼性のある地盤モデルが構築できず,
はぎとり解析による基盤地震動の評価は困難であると考

えられるため,今後も継続的に知見の収集,はぎとり解析などの検討が必要であるとして採用せず,また,2011年長野県北部地震の観測記録については,地盤情報が乏しく,はぎとり解析による基盤地震動の算定が困難であるため,今後,各種調査により地盤情報の取得が必要であるとして採用しなかった。残りの9地震については,観測記録が,加藤ほか(2004)による応答スペクトルを超えないとして全く無視
している。
上記4地震について,被告や各電力会社,一般財団法人電力中央研究所(以下電力中央研究所という。)は,詳細な探査などを実施すれば,信頼性ある地盤モデルの
構築も可能と思われるのに,
現在に至るまで観測点近くでの新たなボーリング掘削を
した上での探査や試験をせずに放置しているのであり,留萌支庁南部地震のみで済まそうとすること自体が不十分というほかない。地震動審査ガイドは,例示した16地震全てについて,十分な検討をすることを求めていると解され,少なくとも地震動審査ガイドに挙げられた16地震全てについて,その地震の最大地震動はどれだけか検討する必要がある。
そもそも,留萌支庁南部地震は,Mw5.7の地震でしかない。地震動審査ガイドは,Mw6.5未満の地震は事前に分かっていない直下の断層で起こる可能性がある
としていることから,留萌支庁南部地震を超える地震が,本件発電所の敷地直下の隠れた断層で発生する可能性を想定する必要があるが,被告はそのような検討は一切行っていない。被告が策定した震源を特定せずに策定する地震動は,地震動審査ガイドにも反する不十分なものでしかない。
イ留萌支庁南部地震の観測記録の検討も不十分であること

被告は,結局留萌支庁南部地震しか検討していない上,同地震についても,HKD020観測点での観測記録のはぎとり波をほぼそのまま用いて地震動を策定している。
しかし,
観測点が異なれば更に大きな地震動が観測された可能性が高いことから,少なくとも当該地震で発生した可能性のある最大の地震動程度は想定する必要があり,
観測点でたまたま観測された地震動に若干上乗せする程度の不確かさの考慮では
全く不十分である。
地震動審査ガイドにおいて,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
は,
敷地
周辺の状況等を十分考慮した詳細な調査を実施しても,なお敷地近傍において発生する可能性のある内陸地殻内地震の全てを事前に評価し得るとはいい切れないことから,敷地近傍における詳細な調査の結果にかかわらず,全ての敷地(対象サイト)に
おいて共通的に考慮すべき地震動であると意味付けた地震動であり,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を相補的に考慮することによって,
敷地で発生する可能性のある地震動全てを考慮した地震動とし
て策定することが求められる。
したがって,
震源を特定せず策定する地震動
も重要な地震動であり,
十分に安全
側に大きく想定しなければ,原子力発電所の安全性は確保できない。しかし,以上みたとおり,被告の策定した震源を特定せず策定する地震動は,地震動審査ガイドに反する不十分なものといわざるを得ない。
⑷新規制基準の見直しについて
地震動審査ガイドの震源を特定せず策定する地震動の評価手法については,現在,原子力規制委員会において基準の見直しが進められており,標準応答スペクトル
の策定を要求することが検討されている。標準応答スペクトルは,非超過確率97.7%(平均+2σ)のスペクトルに基づいて設定することとされている。原発事故の被害の甚大性に鑑みれば,最低限,現に発生した地震動は全て完全に包絡した地震動を策定すべきであり,標準応答スペクトルが2.3%の非超過確率を許容している点は許されないが,少なくともこれまでの震源を特定せず策定する地震動が不十分
であったことは明らかになったというべきである。
⑸他の分野(鉄道構造物・港湾構造物)の耐震設計との比較ア鉄道構造物について
鉄道構造物の耐震設計では,平成7年(1995年)~平成19年(2007年)までのMw6.4以上の比較的規模の大きな地震の観測記録を収集し,これらの地震
の規模と距離を補正して,Mw7.0の内陸活断層による地震が直下で発生することを想定し
(標準L2地震動のうち,
スペクトルⅡの方法)鉄道構造物における耐震設

計上の基盤面(Vs=400m/s)程度の地盤において最大944ガルの地震動を想定し,更に,地震基盤が1000mよりも浅い場合(本件発電所の地震基盤はE.L.-677m)は,短周期成分が卓抜する可能性があるとして,最大1266ガル
の地震動を想定している。このように,鉄道構造物の方が本件発電所よりも安全側の耐震設計がされている。なお,鉄道構造物の上記想定においても非超過確率は90%とされる。
鉄道構造物のL2地震動においては,内陸活断層について,活断層の調査及び対象地震の選定とは無関係に,
一律にMw7.
0の内陸活断層による地震が直下
(3km)
で発生した場合を考慮している点,そのような地震による地震動を策定する上では,その想定している地震像と近い地震として,Mw6.4以上の比較的規模の大きな7つの地震の観測記録を選んで収集し地震規模や距離の補正を行うことによって,これらの地震より小さい地震の観測記録を含めることによって生じる補正による誤差を相対的に減らしている点が重要である。
1995年兵庫県南部地震を契機として我が国で全国的に強震観測網が整備され
るようになってから僅か20年程度の期間の限られた地震動のデータのみでは,将来,本件発電所を襲うおそれのある地震動の全てをカバーできないことは明らかであるから,被告のように,加藤ほか(2004)のスペクトルや確かなデータのある留萌支庁南部地震だけで評価をするのではなく,上記のような手法が採られるべきである(ただし,原発事故の被害の甚大さを考慮すれば,非超過確率は鉄道構造物よりも大
きくすべきである。。

したがって,本件発電所において策定された震源を特定せず策定する地震動は過小である。
イ港湾構造物について
港湾の施設の技術上の基準・同解説(甲D198。以下港湾施設技術基準とい
う。
)では,活断層として認識されていない震源で発生する内陸地殻内地震に対応するため,M6.5の地震が港湾の直下で発生するものと考え,断層モデルにより対象港湾での地震動を計算するものとされている。その際,安全側の地震動を設定するため,アスペリティの破壊は,港湾に向かって伝播するものとする。また,地点毎のサイト増幅特性を考慮する。

そこで,
被告が用いている留萌支庁南部地震の際のHKD021
(K-NET留萌)
で観測された地震動をG.-41mまで引き戻した地震動と,
L.
証人野津において,
港湾のレベル2地震動の下限値として算出した地震動(HKD021の直下でM6.5の地震が発生すると考え,HKD021におけるサイト増幅特性を考慮して,地表での地盤線形応答時の地震動を算定し,佐藤ほか(2013)
(丙D53)の地盤モデ
ルでG.L.-41mまで引き戻したもの)と比較すると,周期0.1秒付近では上記の証人野津の算出した地震動の方が上回り,最大加速度は被告の用いている地震動が609ガル,上記の証人野津の算出した地震動が619ガルとなる。活断層と認識されていない震源で発生する内陸地殻内地震に対応するため,一般の土木構造物でも相当保守的な地震動を考慮しているとはいえ,はるかに危険性の高い原子力発電所が,周期によっては一般土木構造物を下回る地震動しか考慮していないのは不十分であ
る。
(被告の主張)
⑴加藤ほか(2004)の検討
加藤ほか(2004)
(丙D53)は,我が国及び米国カリフォルニア州における震
源近傍で得られた観測記録を収集し,詳細な地質学的調査によっても震源位置と地震
規模を事前に特定できない2地震及び比較的規模が小さいながらも震源を特定できた可能性がある7地震を対象として,これら震源近傍の硬質地盤における観測記録(計15記録,30水平成分)をおおむね包絡する水平方向の地震動の上限レベルの応答スペクトル(最大加速度450ガル)を提案している。
被告は,上記の加藤ほか(2004)による水平方向の応答スペクトルに対し,J
EAG4601-2008に基づき,Nodaetal.(2002)の方法により求められる地盤増幅特性を用いて評価した,
水平方向及び鉛直方向の応答スペクトル
(以下
加藤ほか(2004)による応答スペクトルという。
)を,震源を特定せず策定する地
震動の候補として選定した。
⑵地震動審査ガイドが挙げる地震等の検討(Mw6.5以上)
ア地震動審査ガイドの例示について
地震動審査ガイドにおいては,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,すなわち,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))について,2008年岩手・宮城内陸地震及び2000年鳥取県西部地震が観測記録の収集対象の例とされている。
被告は,地表における痕跡の出現に関しては,地域によって活断層の成熟度が異なることや,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があるなどの地域差による影響があることから,上記各地震の震源域における活断層及び地表地震断層の出現要因に係る検討を行い,収集対象とするか否かの判断を行った。
まず,2008年岩手・宮城内陸地震について,同地震は平成20年6月14日に発生したM7.2の地震であり,震源近傍のKiK-net関西観測点において大きな加速度が観測された。2008年岩手・宮城内陸地震の震源域近傍は,新第三紀以降の火山岩及び堆積岩が厚く堆積し,顕著な摺曲又は僥曲の構造が発達する。地質構造としては,カルデラが密集しており複雑である。震源域は山間部に位置し,指標と
なる地形が少なく,大規模地すべりを含めた地すべりが密集していることから,震源域近傍は変動地形等の認識が難しい地域である。また,2008年岩手・宮城内陸地震の震源域は火山フロントに近接し,地震地体構造区分としては東北日本弧内帯(8C),応力場としてはひずみ集中帯にあり,東西圧縮型の逆断層が卓越する。一方,本件発電所の敷地近傍には,中新統の堆積岩,鮮新統の堆積岩,更新統の段
丘堆積物等,完新統の沖積層及び砂丘砂層が分布し,地質が類似する点があるが,敷地近傍に広く分布する鮮新統(久米層)及びこれを不整合に覆う上部更新統はほぼ水平に分布しており,地質構造は異なり,敷地近傍にカルデラも分布しない。敷地近傍陸域には後期更新世以降に形成された段丘面が分布していること,地すべりが認められないこと,
海域には堆積層から成る鮮新統及び下部更新統が水平に広く分布してい
ることから,変動地形等が認識しやすい地域である。
また,本件発電所は火山フロントの遠方に位置し,地震地体構造区分は東北日本弧外帯(8B)とされていて,応力場としてひずみ集中帯にあると指摘している文献はない。また,敷地周辺の茨城県北部では南西-北東引張の正断層が卓越する。以上のことから,2008年岩手・宮城内陸地震の震源域は,本件敷地近傍とは地域の特徴が異なることから,観測記録収集対象外とした。
次に,2000年鳥取県西部地震について,同地震は平成12年10月6日に発生したM7.3の地震である。2000年鳥取県西部地震の震源域近傍は,主に古第三系の花崗岩及び中新統の安山岩~玄武岩の岩脈が分布する。第四紀中期以降に新たに断層面を形成して,断層が発達しつつあり,活断層の発達過程としては初期ないし未成熟な段階にあることから,変動地形等の認識が難しい地域である。
また,2000年鳥取県西部地震の震源域は火山フロントに近接し,地震地体構造区分としては中国山地・瀬戸内海
(10C5)応力場としてはひずみ集中帯にあり,

東西圧縮の横ずれ断層型が卓越する。
一方,本件発電所の敷地近傍の地質・地質構造等の特徴は前述のとおりであり,2000年鳥取県西部地震の震源域は,本件敷地近傍とは地域の特徴が異なることから,
観測記録収集対象外とした。
イ2018年北海道胆振東部地震(M6.7)
なお,
原告らは,
平成30年9月6日に発生した2018年北海道胆振東部地震
(M
6.7)の観測記録について,震源を特定せず策定する地震動の検討対象として収集されなければならないとも主張するが,同地震についても,被告は,知見の蓄積等を
踏まえて信頼性の高いデータを用いた検討を適切に行う考えである。⑶地震動審査ガイドが挙げる地震の検討(Mw6.5未満)ア留萌支庁南部地震以外の地震について
地震動審査ガイドにおいては,地表地震断層が出現しない地震,すなわち,断層破壊領域が地震発生層内部に留まり,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分からない地震として地震学的検討から全国共通で考慮すべき地震(震源の位置も規模も推定できない地震(Mw6.5未満の地震))について,14地震が観測記録の収集対象の例とされている。
被告は,これらの14地震について,震源近傍の観測記録を収集して,その地震動レベルを整理した。その結果,留萌支庁南部地震について,震源近傍のHKD020(K-NET港町)
において加藤ほか(2004)による応答スペクトルを上回る地震観測記録が得られていることから,同地震を用いることとした。
被告は,原告らの挙げる4地震(2011年茨城県北部地震,2013年栃木県北部地震,2011年和歌山県北部地震及び2011年長野県北部地震の観測記録)について,被告を含む事業者全体の取組みとする調査・試験が進められていることを踏まえ,この検討の取りまとめの後にその成果を適切に考慮し,また,その他の地震に
ついても,今後とも,知見の蓄積等を踏まえて検討を適切に行う考えであるから,検討を放置しているわけではない。近時の状況を例に述べれば,被告を含む原子力施設設置者12社は,震源を特定せず策定する地震動に関する取り組み状況について,原子力規制委員会の設定した特定せずの地震動検討チームの第5回会合(平成30年10月4日)において,上記4地震に対する検討状況を説明し,同検討チーム
においては,
地震動審査ガイドにおいて観測記録の収集対象の例とされている16地震以外の地震についても検討がなされている。
原告らは,
設置者自ら又は電力中央研究所が直ちに探査や調査をすれば良いだけであるなどとし,
既に発生した地震について行われる
震源を特定せず策定する地震動
に係る検討が技術的に容易であるかのように述べるが,地盤モデル(物理モデル)を
用いて信頼性の高いはぎとり解析結果を得るためには,①物理モデルによるサイト特性評価に必要な数値解析手法の開発,②数値解析に必要な地盤定数の測定・収集,③モデルの更正に必要な観測記録の収集・分析の三つの作業が一体として求められることから,精度の高い地盤モデルを作成することに多くの作業が必要になり,容易なものではない。実際,留萌支庁南部地震をみても,平成16年に発生して以降,精度良
く行うはぎとり解析を行うべく,ボーリング調査,PS検層,地盤試料の室内試験を行うなどして詳細な地盤に係るデータを得る,当該データを用いた検討により妥当性のある地盤モデルを構築する,
当該地盤モデルを用いたはぎとり解析を行って基盤地
震動の応答スペクトルを得るなどの相応の作業を要するプロセスを経て,佐藤ほか(2013)(丙D54)が取りまとめられている。
以上のことから,震源を特定せず策定する地震動における観測記録の収集に係る取組みが不十分であるかのように述べる原告らの主張には,理由がない。イ留萌支庁南部地震の評価を適切に行ったことについて
留萌支庁南部地震は,平成16年12月14日に発生した地震である。震源近傍の地表のHKD020(K-NET港町)において,最大加速度1127ガル(水平方向)という大きな加速度が観測されているところ,この地表の観測記録については,
佐藤ほか(2013)(丙D54)において,同地震の観測記録からはぎとり解析を行い,解放基盤表面と評価できる固さを有する基盤面(G.L.-41m)での地震動(以下基盤地震動という。)の推計がなされ,その最大加速度(水平方向)は585ガルであり,地表観測記録の約2分の1である。
被告は,佐藤ほか(2013)における基盤地震動を得るためのはぎとり解析に関
し,佐藤ほか(2013)の報告時点以降に得られた室内試験結果を用いて評価を行うなどして,震源を特定せず策定する地震動に係る不確かさを考慮した。次に,HKD020における基盤面のS波速度は938m/sであるところ,このS波速度に相当する本件発電所の敷地での位置(標高-655m)は解放基盤表面位置(標高-370m)よりも深いことから,これら二つの位置にわたる領域の地盤特
性の影響を考慮することとし,
上記の不確かさを考慮して評価した基盤地震動を標高
-655mの位置に入力して,
本件発電所の敷地における地盤モデルを用いた解析を
行い,その結果を解放基盤表面における地震動として評価した。
⑷新規制基準の見直しについて
原子力規制委員会は,平成29年11月,地震動審査ガイドにおいて地表地震断層が出現しない地震の観測記録の収集対象の例とされている14地震について,

地震学的検討から全国共通に考慮すべき地震と位置づけられており,共通に適用できる地震動の策定方法(標準応答スペクトルの提示も含む。)を明確にすることが望ましいと考えられる

として,震源を特定せず策定する地震動に関する検討チーム
(以
下,
特定せずの地震動検討チームという。
)を設置した。
特定せずの地震動検討チームにおいては,
平成30年1月から令和元年8月まで計
11回の会合が実施され,同月7日の第11回会合において,
全国共通に考慮すべき『震源を特定せず策定する地震動』に関する検討報告書の取りまとめがなされた。
原子力規制庁は,令和元年度第24回原子力規制委員会(同年8月28日)において,
全国共通に考慮すべき『震源を特定せず策定する地震動』に関する検討報告書を報告し,原子力規制委員会は,当該報告書の内容を規制に反映することを了承する
とともに,原子力規制庁に対し,標準応答スペクトルについての規制への取り入れ方を検討するよう指示した。原子力規制庁は,上記の指示を受けて,『震源を特定せず策定する地震動に関する検討チーム』の検討結果を受けた規制上の対応についてと題する文書を取りまとめ,これを,令和元年度第28回原子力規制委員会(同年9月11日)に報告し,その内容が同委員会により了承されている。当該文書は,①標準
応答スペクトルについて,
地域的な特徴を極力低減させた普遍的な地震動レベルを設
定するために所要の検討を行い,留萌支庁南部地震も含めた既知の多数の観測記録に所要の補正を加えて,統計処理した地震基盤相当面における標準応答スペクトル(Mw5.
0~6.
5程度の地震動の非超過確率97.
7%の応答スペクトルを基に設定)
を策定したこと,②継続的改善を図る観点から,標準応答スペクトルを基に基準地震
動を策定する手法を基準地震動の策定プロセスにおいて用いるべきことを要求するよう基準を改正し,
留萌地震を基に基準地震動を策定した既許可の原子力施設を含め,事業者に対してこの手法による評価を求めることが適切と考えられるが,特定せずの地震動検討チームの検討結果は,
今回策定した標準応答スペクトルと留萌支庁南部地
震の応答スペクトルとの間に大きな差はないことから,これまでの留萌支庁南部地震
を基にした基準地震動を用いた審査を否定するものではなく,また,今回の規制への取り入れに当たっての考え方は,基準地震動の策定プロセスを改善するものであり,新しい標準応答スペクトルによる手法で評価を行った結果,基準地震動が見直される可能性はあるものの,施設・設備に対する要求レベルそのものを変更するものではないこと,これらを踏まえ,留萌支庁南部地震を基に基準地震動を策定した原子力施設に対して,現時点で直ちに使用の停止や標準応答スペクトルの審査・検査での適用を求める必要はないと考えることなどを説明している。
被告は,本件発電所について,原子力規制委員会における震源を特定せず策定する地震動に係る上記の検討に関し,
適切に対応する考えであることに変わりはなく,
地震動審査ガイド等の改正がなされた後に,原子力規制委員会に対して,原子炉設置変更許可申請等を行うことがある。

⑸鉄道構造物・港湾施設の耐震設計との比較に係る主張についてア鉄道構造物について
鉄道標準においては,
全国の様々な場所で数多く設置される鉄道構造物に対して一
律に詳細な検討を求めることは経済合理性に反することから,詳細な検討が省略できる例外的な場合が認められている。これに対し,原子力発電所においては,特定地点
に立地し,
耐震設計上重要な機能を担う施設が安全確保の対象として明確であることなどから,
敷地周辺の状況等を十分考慮した詳細な活断層に関する各種調査を実施することができ,新規制基準においても,かかる詳細な調査を必ず実施することを求めた上で,内陸地殻内地震について,その調査結果等を踏まえた敷地ごとに震源を特定して策定する地震動と,かかる調査を行ってもなお,敷地近傍において発生する
可能性のある内陸地殻内地震の全てを事前に評価し得るとはいい切れないことから,全ての敷地において共通的に考慮すべき地震動であると意味付けた震源を特定せず策定する地震動との双方を考慮することを求めるとの相補的な体系を採用している。それゆえ,
詳細な検討ないし調査を省略することを前提とするスペクトルⅡ及びそれを前提に短周期成分が卓越するように修正したスペクトルと,敷地周辺の状況等を
十分考慮した詳細な調査の実施を求め,それでもなお考慮することを求める原子力発電所における震源を特定せず策定する地震動とは,そもそも全く異なる体系にあるものであって,これらを比較すること自体が不合理であり,鉄道標準にある設計地震動のうちのL2地震動が原子力発電所の基準地震動における震源を特定せず策定する地震動に該当するとしている点で,原告らの主張の前提には誤りがある。なお,被告としては,上記のとおり鉄道標準と原子力発電所における新規制基準とでは,地震動評価に係る体系が異なるが,公益社団法人土木学会(以下土木学会という。
)の提言におけるレベル2地震動に相当する鉄道標準のL2地震動を原子力発電所における新規制基準に照らしてみたとき,過去の地震に関する情報や活断層に関する情報を総合的に考慮するなどの詳細な検討を行い策定することを原則とし,
詳細な検討を必要としない場合には,
これに代わるものとして,
簡易な手法

により算定してもよいとされていることから,このような簡易な手法によるL2地震動は,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動に相当するものであると認識している。
イ港湾施設について
証人野津は,その意見書において,本件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,留萌支庁南部地震の際のHKD021(K-NET留萌)の観測記録をG.L.-41mまで引き戻した地震動を用いているとし,これと港湾のレベル2地震動の下限値であるM6.5の直下地震の地震動をHKD021で求めてG.L.-41mに引き戻した計算結果と比較して,0.1秒付近では港湾の地震動が上回っており,
原子力発電所の震源を特定せず策定する地震動の想定に不備があるとす
る。
しかしながら,被告は,本件発電所における震源を特定せず策定する地震動の検討ないし評価を行うに当たり,留萌支庁南部地震について,HKD020(K-NET港町)の地表観測記録(最大加速度1127ガル)をS波速度700m/s以上となる地下-41mまで引き戻した,はぎとり波による地震動を用いたものであって,
HKD020から20km以上離れたHKD021の地震動を用いたものではない。また,港湾施設技術基準にあるレベル2地震動の下限値としてのM6.5の直下地震による地震動は,M6.5から地震モーメントを求め,アスペリティの上端を深さ6.95km(横ずれ断層)又は7.84km(逆断層)に設定して,地表の経験的サイト増幅特性を用いて断層モデルの手法により計算し,工学的基盤に引き戻して求めるものであるから,HKD020であるか,HKD021であるかにかかわらず,対象地点(本件では本件発電所)以外の地点の経験的サイト増幅特性を用いた地震動が,対象地点の直下地震の地震動となるはずもなく,証人野津も,当該地点のサイト特性によって地震動のレベルは全く変わることを認めている。そして,常陸那珂-Uでは,常陸那珂-Uの経験的サイト増幅特性を用いてM6.5の直下地震による地震動を評価していることも認めている。HKD021とHKD020の経験的サイト増
幅特性をみると,短周期側の増幅率は,前者では約40倍,後者では約50から60倍程度にも及んでおり,
常陸那珂-Uの短周期側の増幅率3~4倍程度と比べても著
しく大きい。
したがって,港湾施設技術基準の中のM6.5の直下地震の地震動は,評価地点のサイト増幅特性によって全く変わるものであり,これをHKD021で求めて本件発
電所における震源を特定せず策定する地震動の評価結果と比較することに,技術的根拠はない。
さらに,港湾施設技術基準によるM6.5の直下地震は,サイト増幅特性の影響を重視するものであるが,そのような影響を考慮しない地震基盤相当での応答加速度(0.1Hz~10Hz,すなわち0.1秒~10秒)を求めたところ,0.1秒か
ら2秒の間では数十ガルから100ガルを超える程度,2秒から4秒の間では10~50ガル程度,4秒以上では10ガル以下となっている。一方,原子力規制委員会が検討している震源を特定せず策定する地震動の標準応答スペクトル(地震基盤相当で定義される。の応答加速度は,

0.
1秒から2秒の間では200ガルから100
0ガル超,2秒から4秒で100ガルから200ガル,4秒から5秒で50ガル以上
から100ガルであり,
港湾施設技術基準のM6.
5直下地震の方がはるかに小さい。
以上のとおりであるから,
港湾施設技術基準によるM6.
5の直下地震と比較して,
本件発電所における震源を特定せず策定する地震動に不備があるとする証人野津の見解は,何ら理由がない。
第4争点4(地震に対する安全確保対策(耐震安全性)
)について
1争点4-1(耐震安全性に関する新規制基準の合理性)について(原告らの主張)
本件発電所において,
基準地震動Ssを超える地震動が到来する可能性のあること
は,前記第3争点3の原告らの主張のとおりであり,例えば,構造物にとって脅威となる大振幅の強震動パルス波の波源が本件発電所の近傍に存在する場合,証人野津の計算によれば,最大加速度が2000ガル,最大速度が200カイン程度という本件
発電所の基準地震動Ssの2倍相当の大きな地震動が本件発電所を襲う危険がある。そして,
被告も本件発電所において基準地震動Ssを超える地震が発生する可能性を否定していない。
また,地震は共通要因故障の起因事象となり得るものであるところ,想定する地震力の限界が設計基準対象施設と重大事故等対処施設とで同じであれば,設計基準対象
施設が機能喪失する際には重大事故等対処施設も機能喪失することが想定される。しかしながら,設置許可基準規則は,基準地震動Ssを超える地震動が発電用原子炉施設に到来する可能性について全く言及しておらず,また,重大事故等対処施設についても基準地震動による地震力に対して必要な機能が損なわれないことが要求されている(同39条1項)など,重大事故等対処施設と設計基準対象施設のうちの耐
震重要施設のそれぞれが想定する地震力の限界は同じ基準地震動とされている。このように,新規制基準は,耐震設計において,想定すべき地震動を想定しておらず,審査基準として不合理である。
(被告の主張)
⑴新規制基準においては,
耐震重要施設に係る設置許可基準規則4条3項の定め

などから示されるとおり,原子力発電所の耐震安全性に関し,基準地震動を適切に策定し,この地震動を前提とした耐震設計を行うことにより,主に耐震重要施設の安全機能の喪失を防止し,地震を起因として周辺の公衆に対し,著しい放射線被ばくの危険を与えないようにするとの基本的考え方が採用されている。
原子力発電所の耐震安全性の確保の上では,基準地震動に対する耐震重要施設の安全機能の喪失を防止することが何より重要である一方で,新規制基準においては,重大事故等対策における有効性評価において地震PRA(PRA(ProbabilisticRiskAssessment)とは,
確率論的リスク評価のことをいう。原子力施設等で発生し得る
事故を対象として,その発生頻度と発生時の影響を定量評価することにより,施設の安全性のレベルを定量評価するとともに,相対的弱点を明確化する手法である。)を
行う場合や,安全性向上評価の中で安全裕度評価を行う場合において,基準地震動を
上回る地震動を検討することが求められるのである。


設計基準対象施設に係る設置許可基準規則4条及び重大事故等対処施設に係
る同規則39条において,いずれも基準地震動に対する機能維持が設計要求事項とされていることは,
以下のとおりの地震の特質を踏まえた基準地震動の策定手法等に照らして,何ら不合理なものではない。
すなわち,新規制基準においては,
基準地震動を,
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,『敷地ごとに震源を特定して策定する地震動』及び『震源を特定せず策定する地震動』について,解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定することが求めら
れる(設置許可基準規則解釈の別記2・5項柱書き及び1号)
。そして,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地域性が異なるゆえ,地質調査,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の観点か
ら,
設置許可基準規則4条3項は,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
の地
震動評価に当たっては,
地域的な特性を含めて地震波の伝播経路等に応じた諸特性を

十分に考慮することを要求するなど,地域性の考慮が求められる(設置許可基準規則解釈の別記2・5項2号④柱書き)
。また,検討用地震の地震動評価のうち,
応答スペクトルに基づく地震動評価を行うに当たっては,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とされ(同⑤),ま
た,
断層モデルを用いた手法に基づく地震動評価
を行うに当たっては,
各種の不確
かさ(震源断層の長さ,地震発生層の上端深さ・下端深さ,断層傾斜角,アスペリティの位置・大きさ,応力降下量,破壊開始点等)について,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とされているなど(同⑤)
,不確かさを考慮することが求められる。

したがって,
各設置者が新規制基準に基づき策定した基準地震動は,
最新の科学的・
技術的知見を踏まえ,
当該発電用原子炉施設の立地する地点における地域性に加えて
保守性をも考慮したものであることから,これを安全上重要な機能を持つ施設の耐震設計に用いることは,
当該発電用原子炉施設の地震に対する安全性を確保するという
目的に照らし,もとより合理的である。そして,実際の地震の際には,設計基準対象
施設であるか重大事故等対処施設であるかにかかわらず,地震動が作用し地震力の影響を受けることなどを踏まえれば,最新の科学的・技術的知見を踏まえて地域性及び保守性を考慮した基準地震動により,耐震設計を行うことも規制要求として何ら不合理なものではない。
このような新規制基準における耐震安全性に係る規制要求を前提としても,重大事
故等対策では可搬型設備による対策を基本としていることから,これにより耐震安全性の観点でも信頼性の向上が図られる。すなわち,可搬型設備は,常設設備に比べると経験則的に耐震上優れた特性が認められるところ,設置許可基準規則解釈では,時間的余裕,設備の大きさなどを考慮し,圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
(45条の解釈)原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する設備

(46

条の解釈)
,原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(47条の解釈)
,車載代替の最終ヒートシンクシステム(48条の解釈)
,電源設
備(57条の解釈)について,可搬型設備を要求している。加えて,事故発生の早い段階で機能することが必要と考えられる圧力バウンダリ低圧時の冷却設備,電源設備には,常設代替設備も要求するなどにより,可搬型設備を基本としながらも,常設設備を組み合わせることで,信頼性の向上を図っている。更に,可搬型重大事故等対処設備については,地震,津波等の条件を考慮した上で,常設重大事故等対処設備とは異なる保管場所に保管することが求められている(設置許可基準規則43条3項5号)

その上で,実用炉規則83条等により,大規模損壊対策として,地震に限らず,想定を大幅に上回る大規模な自然災害により,原子炉施設の一定の範囲が著しく損壊す
るような大規模損壊という極限的な状態を想定し,施設や設備を柔軟に用いることができるよう手順等を準備するとともに,原子力発電所外への放射性物質の放出を低減するために有効な設備が一切機能しないことにならないようにすることが求められる。
以上のとおりであるから,最新の科学的・技術的知見を踏まえて地域性及び保守性
を考慮した基準地震動により,
設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の機能維持
に係る要求事項を定めることは,何ら不合理なものではなく,原告らの主張には理由がない。
2争点4-2(圧力容器スタビライザ・ロッドの耐震安全性)について(原告らの主張)

⑴本件ロッドの耐震裕度は1.07倍しかないこと被告は,本件工認申請において,基準地震動Ssの1009ガルによって原子炉圧力容器(以下圧力容器ともいう。
)スタビライザ・ロッド(以下本件ロッドと
いう。に発生する応力を410MPaと評価しており

(以下
本件発生値
という。,

許容値とした440MPa(以下本件許容値という。
)に対する裕度は1.07倍

しかない。
したがって,本件発電所に基準地震動Ssを超える地震動が到来したときには,本件ロッドが破損することが想定され,また,実構造物の耐震評価においては算出された数値に誤差の生ずることが避けられないため,基準地震動Ssと同程度又はこれを若干下回る程度の地震動によっても本件ロッドが破損する危険があり,本件発電所の適合性判断には誤りがある。
これに対し,被告は,本件工認申請の際の本件ロッドの耐震評価には,応力の発生値及び許容値のいずれにおいても余裕が含まれているなどと主張するが,以下の理由から認められない。
⑵本件発生値について
ア圧力容器スタビライザの構造について

被告は,圧力容器スタビライザについて,地震の際の荷重がバランス良く分散されて伝達されるよう耐震性に配慮した構造としたなどと主張するが,圧力容器スタビライザは,荷重を圧力容器から遮蔽壁へと伝達するもので,荷重は,その後格納容器スタビライザ,格納容器を経た上で,シアラグを介して原子炉建屋に伝達する仕組みとなっており,
圧力容器側シアラグと建屋側シアラグは,
圧力容器スタビライザと同数,

すなわち各8個が取り付けられ,各シアラグにはそれぞれ隙間が設けられているところ,製作精度,設置状況,稼働後の熱又は地震動の影響などによりシアラグの間の隙間の大きさに差が生じ,あるいはシアラグが脱落することがある。この場合,地震動がもたらす水平方向の荷重の伝達状況に偏りが生じ,8個ある圧力容器スタビライザの一部に荷重が集中することによって,応力の発生値が許容値を超えることがあり得
る。
圧力容器スタビライザの部材間の荷重伝達状況は複雑であって,8個ある圧力容器スタビライザそれぞれの剛性にばらつきが生じることから,地震力による荷重が一部に集中して応力の発生値が大きくなることもあり得る。
イ地震応答解析モデルによる過小評価の可能性

被告は,地震応答解析モデルを用いて耐震評価を実施したとするが,被告が用いたモデルは,大型の三次元構造物である圧力容器等を,それぞれ1本の柱にモデル化した一次元の質点系モデル(物体の質量を1点に集中して,その点の位置・運動によって物体の位置・運動を代表させるとき,その点を質点といい,質点系モデルとは,振動を解析するためのモデルであり,剛性を表すばねと減衰を表すダッシュポット(振動を減衰させる機構)
で質点を連結したモデルである。であり,

三次元モデルでなけ
れば表すことのできない変位(真円とのずれなど)や面外振動(想定する面と直交方向に発生する振動)などは考慮されていない上,質量の配分や剛性の評価の仕方によっては固有周期の計算結果に影響を及ぼすおそれがあるなど,算出された発生値(基準地震動Ssにより生ずる応力値163MPa)の正確性が保証されているとはいえず,過小評価の可能性がある。被告は,地震動解析に当たり,固有周期の地震動スペ
クトルを10%拡幅して誤差を吸収しようとしているが,一次元モデルにおいて三次元的な影響がどこまで正しく反映されているのか明らかでなく,10%の拡幅によって全ての誤差を解消するのは難しい。
ウ初期締付荷重が増加する可能性
被告は,基準地震動Ssによる発生値とした410MPaのうち,247MPaは
ディスクスプリングの初期締付荷重による応力値であって,基準地震動Ssにより生ずる応力値は163MPaにすぎないなどと主張するが,上記初期締付荷重は,本件ロッドを差し込んだナットの回転力の管理が適切に行われていることを前提にしたものである。しかしながら,初期締付荷重の応力値が247MPaとなるように管理したつもりであっても,実際の応力値は更に増大している可能性が高い。なぜなら,
本件発電所の稼働期間が長くなれば,個々の機器のネジ部に緩みが発生することが予想され,これを回避すべくナットの増し締めが行われる可能性が高く,増し締めが行われると,ナットの移動量δに比例してディスクスプリングの圧縮力Fcが増大し,その値はそのままロッドの引張力Ftの増加分となる結果,初期締付荷重による応力値が247MPaを超えることになるからである。

エ静的解析等について
基準地震動Ssを超える地震が発生するおそれがあり,被告の想定が保守的といえないことは前記1争点4-1の原告らの主張のとおりである上,被告は,実際は時々刻々と変化する地震動を,
設計上は静的な力に置き換えて耐震裕度の解析をして本件
発生値を設定しており,この仮定により余裕があるとも主張するが,地震による揺れは一定ではなく不規則に変化し複雑であり,何らかの理由で地震力が大きくなることや同じ地震力でも衝撃的な波の場合には発生値が大きくなることもあるため,静的解析だから余裕があるとはいえない。
⑶本件許容値に余裕があるとする被告の主張についてアSuとの比較によって本件許容値に余裕があるとはいえないこと被告は,
本件許容値は,
設計・建設規格
(2007)
の評価式
(1.
5×min
(1.

2Sy,0.7Su)÷2)における0.7Suを用いて算定したものであることから,損傷に至るSuまでに更なる余裕があると主張するが,設計における許容値の算定に0.7Suが用いられるのは,鋼材の製品や施工の精度のばらつき,使用環境による腐食といった不安定要素が存在し,鋼材の強度が低下するおそれがあるためであり,実験においてたまたま算出されたSuを用いて評価することは許されない。
イミルシート値との比較によって本件許容値に余裕があるとはいえないこと被告は,本件ロッドと同じ素材を用いた材料試験から得られた引張強さ(ミルシート値)は,設計・建設規格(2007)に基づく設計引張強さ(Su値)よりも大きく余裕があるとの主張をするが,製造品には物性のばらつきがあることから,設計においては材質ごとに品質が規格化されているJIS規格を用いることが一般的であ
る。
また,そもそも被告が提出するミルシートは,作成者等がマスキングされているため真正に疑義がある上,仮に真正なものであったとしても,昭和49年9月17日のメーカー納入時点のものであり,その後40年の運転期間の間に疲労等が蓄積して現時点でのSu値が大幅に低下している可能性がある。

ウ延性破壊以外の破損モードを考慮すべきこと
被告は,圧力容器スタビライザが破損する経過を延性破壊だけで説明しているが,金属材料の破損モードは延性破壊に限られず,脆性破壊,疲労破壊,座屈等の様々な態様があり,材料に形成された応力が当該材料の降伏点(Sy)に達する以前に破損をもたらす可能性がある。例えば,本件発電所の圧力容器スタビライザについては,建設時に設置されたものが交換されることなく使用され続けている可能性があり,稼働中に発生した熱や地震動を原因とする疲労が相当程度蓄積されていると推測されるため,降伏点(Sy=679MPa)を下回る応力状態で疲労破壊により降伏又は破断に至る可能性がある。さらには,被告がJEAG4601-1984を用いて算出した許容値(440MPa)よりも低い応力状態で疲労破壊が生じることも想定すべきである。

エ設計と実構造物との違いを考慮すべきこと
被告が主張する降伏点(Sy:679MPa)や引張強さ(Su:839MPa)は,丸棒の形状で,かつひずみや応力集中のない均質な引張試験片を用意し,実験室で引張試験片に左右方向から引張荷重を加えるという手順で実施された破壊試験によって導き出された理想的な値にすぎない。実構造物では,引張荷重が単軸方向に加
えて垂直方向にも働くことがあるし,応力が降伏点を超えて引張強さに達する前の段階で過大な塑性成変形が生じ,崩壊あるいは機能喪失を来すこともある。また,実構造物は,金属を切断して部材に加工した上,溶接するあるいはボルト等で締め付けるといった工程を経ていることから,部材自体にひずみが生じたり,構造物の形状による応力集中部が形成されることがあり,更に製造過程での不純物の混入や長期使用に
よる劣化による欠陥が発生することもある。このようなことから,付与した荷重が小さくても材料が降伏又は破断に至ることがあり得るのであって,
破壊試験での上記降
伏点(Sy)及び引張強さ(Su)をそのまま実構造物に適用することは不適切であり,これらの数値が引き下げられる可能性を踏まえた上で,構造計算及びその評価がされるべきである。

(被告の主張)
⑴本件工認申請における発生値と許容値
被告は,本件工認申請における耐震性評価を行うに当たり,詳細な各種調査結果ないし国内外の知見を踏まえた地震動評価に基づく基準地震動の策定,基準地震動を用いた地震応答解析等による対象施設に生ずる応力等の発生値の算出,発生値が許容値を下回ることの確認といった手順のそれぞれにおいて保守的な条件設定を重ねているのであって,以下のとおり,本件発生値及び本件許容値のいずれについても余裕が内在している。これらの具体的内容を検討することなく単純に,本件工認申請における発生値と設計上の許容値との差分によって,対象施設の耐震上の余裕を明らかにすることはできない。原告らの主張は,そもそも前提に誤りがあり,理由がない。⑵発生値の算出に係る余裕

ア圧力容器スタビライザの基本的な構造
被告は,本件発電所において,①原子炉建屋等の重要施設は,敷地の地盤を20m以上掘り下げて露出させた基礎地盤の久米層に直接設置するなどして岩盤に支持させる,②安全上重要な建物・構築物及び機器・配管について,剛性を高めることにより地震力による施設の変形をできる限り抑えることができるとの工学的知見に基づ
き,原則として剛構造とする,③安全上重要な建物・構築物につき,その一部に力が集中することなく全体で地震に抵抗するよう,全体の構造バランスに配慮するとともに,
地震力に抵抗する構造部材をバランスよく配置するとの構造計画を採用している。被告は,
本件発電所における耐震性を十分考慮した上記の構造計画の下で本件発電所の各施設を設置しつつ,特に圧力容器については,その内部に燃料集合体等を収納
しているため,
その安全機能が喪失した場合における公衆への影響が特に大きい施設として,
耐震重要度分類で最も上位のクラスであるSクラスの施設に属するものとし,以下のとおり,高い耐震性を確保している。
地震時の挙動から述べれば,地震時には,震源で発生した地震波は本件敷地に到来し,敷地から20m以上掘り下げた位置にある岩盤上の原子炉建屋基礎盤を揺らし,
そして,原子炉建屋ないしその内部にある圧力容器を含む施設に地震力が作用する。この際,岩盤に支持させた原子炉建屋を含む全体で,一部に力が集中することなく地震に抵抗することができるよう,原子炉建屋においては,主な耐震壁として,円錐状で鋼製の格納容器を原子炉建屋中央部に設置し,その外側にある四角形の原子炉建屋外壁を平面内及び高さ方向にバランスよく配置するとともに,圧力容器については,その水平方向に作用する荷重を,圧力容器スタビライザ,原子炉遮蔽,格納容器スタビライザ,シアラグ,原子炉建屋に順次伝わる構造とするなど,構造バランスに配慮している。
圧力容器の地震時における水平方向の荷重に対して支持機能を担う圧力容器スタビライザは,圧力容器と同じくSクラスに属し,スタビライザブラケットを介して圧力容器を支持している。具体的には,円形を成す圧力容器には,45度の等間隔でも
って合計8箇所に,凸部のスタビライザブラケットが設けられている。これらの圧力容器と一体を成すスタビライザブラケットは,圧力容器スタビライザの中央部にある空間部分にはめ込まれ,ディスクスプリングによる締付けを行ったロッド(本件ロッド)により,両側面から支持される。このように,圧力容器スタビライザは,スタビライザブラケットを介して圧力容器を支持する構造にあることから,圧力容器と近接
した位置における設置を要するところ,本件発電所では,同発電所に勤務する被告従業員の被ばく線量の低減を行うべく,圧力容器に近接した位置に原子炉遮蔽を設置していることから,これを活用することとし,その原子炉遮蔽の上部に溶接したベースプレートに,圧力容器スタビライザを設置した。原子炉遮蔽は,その遮蔽効果が十分なものとなるよう,コンクリート壁の内側と外側とに鋼板を巻き,鋼板を含む厚さを
約660mmと分厚くすることにより,十分な耐震性を備えた構造ともなっており,基準地震動Ssを用いた解析評価により,隣接する圧力容器に対して,波及的影響を及ぼさないことを確認できている。
なお,原告らは,格納容器スタビライザとシアラグ(上部のシアラグである。)との
間でなされる地震荷重の伝達につき,シアラグの隙間の大きさに差異が生じることが
避けられず,その一部に荷重が偏る事態が発生すると主張するところ,その主張は抽象的なものにすぎない上,本件発電所の実機の構造では,シアラグ部において,施工に必要となる極僅かな間隙しか設けておらず,円周方向の間隙は1mmに満たない水準にあり,荷重の伝達に不均一が生じるような構造ではなく,原告らの前提には誤りもある。
また,原告らは,シアラグが格納容器シェルの半径方向に移動して外れてしまうことが懸念されるとも主張するが,その内容も極めて抽象的な内容にとどまる。その点を措いても,本件発電所の実機の構造では,シアラグ部の間隙に対してシアラグの挿入量は十分に大きく,地震時に外れるような構造ではない。
イ地震応答解析モデルについて
被告は,本件発電所において適切な施工を行った上で,その実構造を模擬する解析
モデルを用いて評価を行っている。この解析モデルを構築するに当たり用いたJEAG4601においては,BWRの圧力容器,炉内構造物等の設備の実機の構造における重量を集中質点とするなどする多質点系モデルの作成手法が示され,その妥当性は,多度津工学試験所での耐震信頼性実証試験により,当該手法に基づくモデルを用いた解析により得られた応答加速度は,本件発電所と同様の1100MWe級のBWRの
圧力容器を2分の1に縮尺するなどした試験体の加振試験の結果である応答加速度をおおむね上回るなどの安全側の結果を得つつ,挙動を再現できることが確認されている。
ウ初期締付荷重が増加する可能性
原告らは,初期締付荷重について,ナットの締め増しによる増加の可能性があるな
どと主張するが,
施工に伴う一般的留意点ないし抽象的な可能性を挙げるにとどまり,上記で述べた被告の評価の合理性を覆す技術的根拠が示されているとは到底いえない。
エ保守的な想定
被告は,本件発電所の基準地震動の策定に当たり,様々な保守的な条件設定を重ね
た地震動評価を行っている。すなわち,最大加速度が1009ガルとなった基準地震動Ss-22は,プレート間地震の検討用地震である2011年東北地方太平洋沖型地震について,
基本震源モデルの設定の際に,
①茨城県沖のSMGA5について,
過去に発生したM7クラスの地震や地震調査研究推進本部(2012)の想定震源域に照らし,敷地に近い位置に設定する,②短周期レベルについて,茨城県沖よりも短周期レベルが大きい傾向を示す他の領域を含めた全体の平均に相当する値を設定する,③破壊開始点について,破壊が敷地に向かう方向とするなどの保守的な条件設定を行って,その上で,④SMGA5について敷地からの最短距離に配置する,⑤短周期レベルについて基本震源モデルの短周期レベルの設定値を1.5倍する,⑥SMGA5の位置の不確かさ(④)と短周期レベルの不確かさ(⑤)とを重畳させる,などの不確かさの考慮をも行っている。このような様々な保守的な条件設定を重ねた地震
動評価の上で基準地震動を策定して発生値を算出していることから,本件発生値には,その算出過程における余裕がある。
その上で,被告は,設計に用いる地震力については,実際の地震において建物に作用する力は時々刻々と変化する,
ほんの一瞬しか作用しない動的な力であるところを,
その最大値をもって,時間的に変化せず,一定の力で作用し続ける静的な力とすると
の保守的な仮定を置いている。本件発生値にはこの仮定による余裕もある。⑶本件許容値の設定に係る余裕
以下に述べるように,
被告が本件工認申請において設定した基準地震動Ssに対す
る機能維持の許容値は,それ自体,弾性状態にとどまり,機能喪失に至るような事象を意味するようなものではない。

ア許容値の設定からみた余裕
一般に,材料は,外部から荷重を加えていくと,降伏点(Sy)から弾性限界を超え,
ひずみが残るようになり,
そこから更に荷重を加えていくと塑性変形領域に入り,
応力の最大値(Su)に達し,最終的には破損に至るところ,被告は,本件ロッドについて,Sy及びSuを用いながら運転状態ごとに異なる検討を行って,各運転状態
における許容値を設定している。その結果により設定した基準地震動Ssに対する機能維持の許容値である440MPa(本件許容値)は,0.53Su(440MPa÷839MPa(Su)≒0.53)であり,上記の一般的な材料の挙動に照らして機能喪失に至るような水準を大きく下回るものである。
加えて,この0.53Suである440MPaは,Syである679MPaをも大きく下回り,弾性範囲にとどまることを示すものでもある。すなわち,仮に地震による荷重が作用して本件ロッドに440MPaの応力が生ずる場合を想定しても,その応力は弾性範囲にとどまり,その点でも機能喪失に至るまでには余裕がある。なお,設計・建設規格(2007)の評価式(1.5×min(1.2Sy,0.7Su)÷2)における0.7Suの採用は,降伏点と引張強さとが近い鋼材において,鋼材の降伏点のみに基づいて許容応力度を定めるよりも,引張強さの70%の値
を許容応力の決定に際しての基準とした方が余裕を確保できるという設計上の余裕の確保に基づくものである。このような考えを踏まえて設計され,厳格な品質管理体制の下で設置されるなどした本件ロッドの実機としての現実的耐力を評価する場合,材料の一般的な応力状態を示す最終的に破損する前に至る応力の最大値(Su)を用いることが技術的観点からみて妥当である。
以下のとおり,
原告らの挙げる各事情は,

本件ロッドの現実的耐力を評価するに当たり,設計・建設規格(2007)ないしミルシートに示されるSuの値を用いることの技術的妥当性を否定する根拠足り得ず,このことは,原子力安全・保安院における発電用原子炉施設の安全性に関する総合的評価に係る意見聴取会において既に審議のなされている事柄でもある。イミルシート値から示される余裕

被告は,
本件ロッドについて基準地震動Ssに対する機能維持の許容値を設定するに当たり,Suにつき,設計・建設規格(2007)に示されている付属材料図表に基づき,
圧力容器スタビライザの最高使用温度として設定している302℃における値として,839MPaを採用している。これに対し,本件ロッドのミルシートに示されるSuの値は,302℃における値として換算すると906MPaであり,83
9MPaを上回る。このミルシートに示されるSuの値は,メーカーが本件発電所に実際に納入するものと同じ材料でもって作成した試験体の試験結果から強度等を証明するもので,
本件発電所に使用されている本件ロッドの実強度にまさしく相当するものであり,本件ロッドには,設計・建設規格(2007)に基づくSuの値を上回る分の余裕も生ずる。
なお,設計上の許容値とは異なり,Suやミルシートを用いて耐震上の余裕をみる考え方は,実務でも受け入れられており,ストレステストにおいても,許容値としてSuないしミルシートの値を採用することが許容され,その考え方が原子力規制委員会の策定した安全性向上評価に関する運用ガイドにおいても参照されている。また,設計時の想定を大きく上回る地震動が観測されたものの,安全上重要な設備の健全性に特段の問題は確認されなかった2007年新潟県中越沖地震の事例では,学識経験
者等による専門的技術的知見を踏まえた検討の結果として,設計上の許容値とは異なり,
Suやミルシートを用いた考え方によって実現象にみられた大きな耐震上の余裕の説明がなされている。
原告らの挙げる地震による疲労については,本件発電所においては,原子炉の緊急停止がなされるような大きな地震動が観測された事例は東北地方太平洋沖地震に限
られる上,被告は,本件ロッドについて解析評価を行い,同地震の荷重により発生した応力が弾性範囲にとどまるものであることを確認している。更に,被告は本件運転期間延長認可申請に際して劣化状況評価を行い,圧力容器スタビライザについて,通常運転時には窒素ガス雰囲気中にあり有意な腐食が発生する可能性が小さく今後も使用環境が変わらないこと,
運転中には有意な荷重を受けないことから疲労が蓄積さ

れるようなものではないことなどを確認し,高経年対策上着目すべき経年劣化事象はないと判断している。
原告らの挙げるミルシートの信頼性をみても,ミルシートに示されているSu及びSyの値は,本件ロッドに用いられているニッケルクロムモリブデン鋼(SNCM439)について設計・建設規格(2007)の示すそれに照らしても何ら不合理なも
のではなく,
メーカーが責任をもって実際に施工する本件ロッドと同一の化学成分から組成される試験材でもって行った検査証明を疑うべき事情はない。ウ地震による応力とそれ以外の応力との区別により示される余裕について本件ロッドは,
あらかじめディスクスプリングで締め付けることによって固定しており,地震の際,①地震とは関係なく常に作用するディスクスプリングによる初期締付荷重と,②地震力により作用する荷重とが合わさって作用する。本件ロッドの耐震上の余裕の程度については,①の地震とは関係なく生ずる応力と,②の地震の際の荷重による応力とを区別することでより明確となる。
まず,
基準地震動Ssにより荷重を作用させた場合をみると,
その応力の発生値は,
①ディスクスプリングの初期締付荷重による応力値である247MPaと,②基準地震動Ssにより生ずる応力値である163MPaとを合算した410MPaであっ
て,
これらのうちで値の大きい①の応力は,
地震に関わりなく一定である。
それゆえ,
基準地震動Ssを超える地震動に対する耐震上の余裕をみるとき,その余裕に相当する,
Suである839MPaと基準地震動Ssによる発生値である410MPaとの差分である429MPaについて,②の基準地震動Ssにより生ずる応力値である163MPaと比較することにより,余裕の程度を合理的に示すことができる。その比
率である2.63は,被告が新規制基準を踏まえて策定した基準地震動により生ずる応力の3.63倍まで裕度があることを示す。無論,ミルシートに示されるSuの値を採用すれば,より大きな余裕が得られることとなる。
エ延性破壊以外の破損モードについて
破損モードに関しては,
金属材料における典型的な破損モードである延性破壊以外

にも複数あり得るところ,
被告が本件工認申請に当たり採用しているJEAG460
1等の規格においては,
学識経験者等による専門的技術的知見を踏まえた検討の上で,
対象施設の形状ないしこれに応じた荷重の作用等に応じた破損モードの解析手法を含む内容が適切に定められている。被告は,これらの規格等を用いて,本件発電所の圧力容器スタビライザについて,その構造ないし使用環境を踏まえ,延性破壊を破損
モードとする耐震性評価を適切に行っている。
例えば,座屈については,サプレッション・チェンバのような円筒部の半径が大きく,それに比して板厚が薄い形状においては,地震に伴う曲げモーメントや軸圧縮応力を受けた場合の損傷に係る挙動の一つとして,弾性限界以下で座屈する,いわゆる弾性座屈が有り得ることが一般に知られており,これを評価するための評価式がJEAG4601において示されているが,本件ロッドはそのような形状になく,座屈評価を行うべき理由がない。
疲労破壊については,
本件運転期間延長認可申請に際しての劣化状況評価から示さ
れるとおり,使用環境等に照らし,圧力容器スタビライザに評価を要する疲労が蓄積されているものではなく,疲労破壊の評価を要するものではない。脆性破壊については,被告は,本件発電所の設計・建設段階において,圧力容器に
つき,材料として高い靭性を有する低合金鋼を使用し,材料中の不純物の含有量を十分低く抑えるとともに,焼入れ・焼戻しの熱処理を施すなどの中性子照射脆化に対する健全性の確保のための対応を行っていることに加え,運転段階においては,監視試験片を用いた圧力容器の中性子照射による脆化傾向の確認,供用期間中検査等による健全性の確認,冷却材の温度制限による管理等を行い,中性子照射量の大きい圧力容
器の炉心領域部においても,
十分な圧力容器の健全性を確保できることを確認してい
る。他方で,圧力容器スタビライザについては,高い靭性を備えた材料を用いて設計を行っていることは圧力容器と同じであって,炉心領域部よりも上部に設置していることから,そもそも中性子照射に伴い脆化が進展するような使用環境にない。それゆえ,圧力容器スタビライザについて設計時の高い靭性が失われることはなく,脆性破
壊の評価を要することはない。
次に,軸応力に関しては,スタビライザブラケットが圧力容器スタビライザにはめ込まれても,
スタビライザブラケットの上部に空間が残るようにするなど上下方向で拘束しないようにしており,本件ロッドには鉛直方向の荷重が作用しないことから,地震時に考慮すべき荷重の方向は水平方向のみである。したがって,実機では三次元
的な多軸応力が生ずるとする証人後藤政志(以下証人後藤という。)の見解は,本
件ロッドに妥当しない。
ほかに,応力集中部等に関しては,本件ロッドは,単純な棒状の直線的な構造にあり,不連続部,屈曲部等の応力集中を伴う構造にない上,施工の際の厳格な品質管理体制等に照らし,単に欠陥等の抽象的可能性を述べても,技術的根拠を伴うものではないことは当然である。
このように,原告らの依拠する証人後藤の見解によっても,圧力容器スタビライザの構造ないし使用環境に照らして,Sy以下の応力で破断するとの極端な事象が何故生ずることになるのか,何ら明らかになることはない。
オ設計と実構造物との違いについて
設計と実構造物との違いとして原告らが挙げる理由のうち,応力集中部や欠陥に係
る指摘に理由がないことは前記エのとおりである。
原告らが挙げる鋼材の精度のばらつきについて,鋼材は,同一の規格記号に属するものであったとしてもその全てが完全に同一の強度であることはあり得ず,それゆえに,設計・建設規格(2007)やその前身である告示501号では,一般的に用いることのできる規格上の値として,材料試験のデータ分布状況から確率的統計処理を
行い,
1%破損確率限界値を上回らないようにするとの考えによりSu値を設定している。また,原告らは,施工の精度のばらつきも挙げるが,圧力容器スタビライザの設置のための施工は,スタビライザブラケットのはめ込み等,何ら技術的に複雑な工程を要することはなく,圧力容器スタビライザを含む各施設は,厳格な品質管理体制の下,適切な施工がされているか適切に確認がされており,原告らの述べる施工精度
のばらつきには具体的根拠がない。さらに,原告らの挙げる使用環境をみても,圧力容器スタビライザは,通常運転時には窒素ガス雰囲気中にあり,有意な腐食が発生する可能性は小さく,
運転中には有意な荷重を受けないことから疲労が蓄積されるよう
なものではない。
ひずみについて,原告らが依拠する証人後藤は,格納容器を模擬した試験体を用い
た加圧試験の際にひずみゲージで測定された値を示して,実構造の破断ひずみは材料試験の破断ひずみよりも小さいとの見解を述べるが,証人後藤の挙げる格納容器を模擬した試験体を用いた三つの加圧試験(MarkⅡ改良型鋼製格納容器,PWR型鋼製格納容器,鉄筋コンクリート製格納容器)は,いずれも,格納容器の限界圧力を検討すべく実施されたものであって,試験体内部を限界に達するまで徐々に加圧する過程で全体にわたって相応の荷重が作用することになるが,実際の地震においては,時々刻々と水平方向及び鉛直方向ともに荷重が変化する上,とりわけ,本件ロッドであれば水平方向にしか荷重が作用しないなどの差異がある。そのため,格納容器の限界圧力を探るという上記各試験の目的から離れて,その結果をもって直ちに耐震性を明らかにすることはできる性質のものではない。また,上記各試験におけるひずみゲージにおける測定値は,破断箇所そのもののひずみを測定したものではなく,測定方
法が異なっているなどの違いもある。
以上のとおりであるから,
格納容器を模擬した試験体を用いた加圧試験の結果から,
実構造の破断ひずみは材料試験の破断ひずみよりも小さいとすることはできず,証人後藤の見解及びこれに依拠する原告らの主張は,技術的根拠を伴うものではない。カ設計・建設規格(2012)に基づく許容値からみた余裕

被告は,本件工認申請において,本件ロッドの該当するボルト材における基準地震動Ssに対する機能維持の許容値について,設計・建設規格(2007)に示されている評価式(1.5×min(1.2Sy,0.7Su)÷2)に基づき,440MPaと設定した。
上記評価式のうち,2で除するとされている理由は,設計・建設規格(2007)
においては,ボルト材はネジ部を伴い,断面積が一様ではなく,異なる断面ごとに応力を算出するのは煩雑であることを考慮し,許容値の設定に当たり,谷径断面積/呼び径断面積に相当する値として一律に0.75を設定し,その分,ボルト材以外に適用される安全率である1.5倍に上乗せした値である2で除することとした,というものである。

もっとも,発電用原子力設備規格

設計・建設規格(一般社団法人日本機械学会,

2012年版)
(以下設計・建設規格(2012)という。
)においては,ボルトネ
ジ部の有効断面積に基づき応力を算出する場合であれば,上記の0.75という比率を考慮しない,すなわち,ボルト材以外に適用される安全率と同じ1.5により除するという評価式(1.5×min(1.2Sy,0.7Su)÷1.5)が新たに追加されている。被告は,本件工認申請に当たり,有効断面積よりも小さい断面積を用いて,より大きな応力を算出するとの安全側の配慮をしていることから,被告の算出した応力の発生値に対する許容値としては,設計・建設規格(2012)を適用することもできたのであり,同基準を用いれば1.07倍以上の余裕が生ずることとなる(これによれば,許容値は0.7Suの587MPaとなる。。

3争点4-3(格納容器の耐震安全性)について

(原告らの主張)
⑴座屈に対する耐震裕度が1.02倍しかないこと本件発電所の格納容器底部(シェル部)とフランジプレートの接合部(P6)の許容応力状態ⅤASに対する座屈評価結果は,許容値1.0に対して発生値0.98であり,耐震裕度は1.02倍しかない。

したがって,本件発電所に基準地震動Ssを超える地震動が到来したときには,格納容器シェル部が座屈することが想定され,また,実構造物の耐震評価においては算出された数値に誤差の生ずることが避けられないため,基準地震動Ssと同程度又はこれを若干下回る程度の地震動によっても格納容器シェル部が座屈する危険がある。そして,格納容器が座屈すると,銅板(シェル)の支持力が低下し,格納容器の脚
部が自重に耐えられなくなり破壊され,格納容器自体が下方に大きく変位する。格納容器の外壁には,様々なぺネトレーションが溶接されているが,格納容器が下方に変位すると,各ぺネトレーションが格納容器外側に位置する生体遮蔽に接触し,ギロチン破断を同時多発的に引き起こすおそれがある。この場合,放射性物質の拡散に対する障壁となっている格納容器バウンダリが破壊され,格納容器は放射性物質の閉じ込
め機能を喪失し,ひいては放射性物質の外部放出という事態に至る。よって,本件発電所の適合性判断には誤りがある。
これに対し,被告は,本件工認申請の際の格納容器底部とフランジプレートの接合部における座屈評価は,重大事故等対処設備としてのものであり,応力の発生値にも余裕が含まれているなどと主張するが,以下の理由から認められない。⑵座屈評価における発生値について
ア発生値に余裕があるとは限らないこと
想定以上の荷重が加われば,発生値が大きくなる可能性が十分にあり,また,実構造物の製作精度が悪かったり,
実際に使用された材料に劣化等が生じていたりすると,
強度が低下して発生値が大きくなることもあり得る。
なお,被告が指摘する多度津工学試験所での耐震信頼性実証試験は,設計用地震動
を僅かに上回る条件(最大地震波がS2の1.4倍)で終了し,設計基準地震動では破壊しなかったという一例を確認したにすぎず,耐震上の余裕に関する判断には結びつかない。
イ重大事故等対処設備としての評価について
(ア)水位の想定が現実的でないこと

被告は,許容応力状態ⅤASに対する座屈評価の際,保守的に,ベントラインに達する水位を想定したとする。しかし,許容応力状態ⅤASは,炉心損傷を伴う重大事故等が既に発生している状態を想定しているのであるから,そのような状況においては,炉心に大量の冷却水を供給して早急な冷却を行うことが最優先され,その結果,ベントラインを超える異常な高さまでサプレッション・チェンバのプール水位が上昇
することもあり得る。
したがって,
重大事故等が発生した場合に水位がベントラインに達しないように制御することは困難であり,ベントラインの下端あるいはそれ以上の水位の水荷重を考慮した座屈評価が不可欠である。
(イ)余震等を考慮していないこと

また,許容応力状態ⅤASは,重大事故等の状態が約70日間継続していることを前提に,基準地震動Ssによる荷重との組合せを検討したものであるところ,運転状態Ⅴに該当する炉心の著しい損傷は,基準地震動Ssクラスの地震又は同クラスの地震に起因する津波により冷却材が喪失して発生することが考えられる。2016年熊本地震の例からも,
同クラスの地震が同一地域で短期間に複数回発生することは十分
にあり得るのであるから,
本件発電所においても70日間の重大事故等の継続を想定
する以上,
その間に再度基準地震動Ssクラスの地震が発生することを想定した評価が行われるべきである。
⑶座屈評価における許容値について
格納容器下部のシェルは,その直径に比べて板厚が薄いので,座屈しやすく,降伏応力より小さな力で座屈する。円筒形の構造物に軸方向の力を加えると座屈するが,
座屈しやすさは,円筒形の構造物の半径R(又は直径)と板厚tの比で表される。この比が大きい部材は座屈しやすい。格納容器半径Rと板厚tの比率(R/t)は400~450程度であり,その比率では上下方向の圧縮強度は,降伏応力の数分の1近くまで落ちている。このような薄肉シェル(半径と板厚比が数百倍)は,荷重が増加しても座屈強度(座屈が生じる上下方向の限界強度)に達するまでは全く異常が表面
化しないが,
座屈強度に達した時点で突然鋼板にしわができ,
自重で崩壊してしまう。
座屈した側が自重で下がるため,格納容器は傾き,格納容器の壁を貫通している各種配管及びECCS(非常用炉心冷却系)注入配管の同時損傷が起きる。なお,被告は,座屈評価式に従い,格納容器について設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として座屈評価を行ったとするが,
被告が提出した証拠
(丙H15)
は,

各種荷重などに関するデータが全てマスキングされていて第三者による検証が不可能であるから,
被告が行ったとされる座屈評価結果に示された発生値の算定過程が不明であり,信用性に乏しい。仮に被告の計算結果が正しいとしても,実構造物で使用された材料に特有の品質や劣化状況などによって,ばらつきが生ずる可能性が高く(JEAG4601-1984においても,NASA式の下限を下回る実験データが
存在する。,安全率が耐震性を担保してくれる保証はない。

⑷座屈以外の点について
格納容器スタビライザのフランジボルトの引張応力については,発生値が509MPa,許容値が534MPaであり,その耐震裕度は1.04倍しかない。そのほか,格納容器スタビライザについては,トラス部材(細いパイプ状の強度部材)の裕度が低く,トラス部材は圧縮力が座屈強度に達すると,座屈により突然大きく横方向に曲がって壊れてしまう可能性が高い。また,フランジボルトの裕度も低いが,フランジボルトが破断すれば,同様に格納容器スタビライザのトラス部材が外れてしまう可能性が高い。
そして,格納容器スタビライザが損傷すると,圧力容器スタビライザを水平方向に支えることができなくなるので,圧力容器スタビライザが損傷していなくても,原子
炉が転倒,倒壊することになる。
(被告の主張)
⑴本件工認申請における座屈評価について
被告は,本件工認申請において格納容器の耐震性を評価するに当たり,基準地震動Ssを用いた地盤応答解析,
時刻歴応答解析法による地震応答解析を行って応力の発

生値を算出し,
JEAG4601等に基づく許容値を下回ることを確認していることは圧力容器スタビライザの評価と同じであり,発生値には,以下のとおり,様々な余裕が内在している。また,原告らの主張は,以下のとおり,被告による耐震性評価が設計基準対象施設としての座屈評価ではなく,重大事故等対処設備としての座屈評価を内容とするものであることを何ら考慮していないなど当を得ない。
したがって,
本件工認申請における重大事故等対処設備としての座屈評価の発生値と許容値を単純に比較して耐震安全性が確保されていないかのように述べる原告らの主張には理由がない。
⑵座屈評価における発生値の算出に係る余裕
ア発生値の算出過程で生ずる余裕について

発生値の算出に係る余裕については,格納容器の耐震裕度についても,圧力容器スタビライザと同様に,被告は,様々な保守的な条件を重ねた地震動評価の上で策定した基準地震動を用いて応力の発生値を算出し,また,設計に用いる地震力について,ほんの一瞬しか作用しない動的な力の最大値をもって静的な力とすることに伴う余裕が生じている。
また,
当時の財団法人原子力工学試験センター及び財団法人発電設備技術検査協会は,多度津工学試験所において,格納容器の実機構造を模擬した縮尺模型試験体を大型高性能振動台に乗せ,
地震を模擬した振動を与えて実際に揺さぶるという耐震信頼
性実証試験を行い,
その結果による応力の発生値とBWRプラントで一般に用いられ
る解析モデルを用いて算出する応力の発生値を比較したところ,座屈評価で相対的に厳しい部位である格納容器基部において,実験結果である発生値が,解析結果である
発生値の半分程度にとどまり,発生値の設定に係る保守性が確認されている。イ重大事故等対処設備としての座屈評価上の発生値であること
(ア)許容応力状態ⅤASという極限的な状態下での評価であること原告らの挙げる格納容器の座屈評価に係る発生値は,許容応力状態ⅤASにおいて座屈評価式により求めたものである。すなわち,被告は,重大事故等対処施設が設計
基準事故を超える事象が発生した場合に必要な措置を講じるためのものであることを考慮し,JEAG4601-1984の定める従来の運転状態ⅠないしⅣに加え,重大事故等が発生している状態としての運転状態Ⅴを新たに定義し,設計条件を超える運転状態Ⅴの許容応力状態としてⅤAを定義し,更に基準地震動Ssと組み合わせてⅤASを定義し,その許容応力状態における座屈評価を行った。
具体的には,重大事故等対策の有効性評価の中で最もサプレッション・チェンバのプール水位が上昇する(座屈評価に与える影響が厳しくなる。
)ケースである,
雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)で代替循環冷却系が使用できない場合を仮定したケースを採用し,サプレッション・チェンバのプール水の水荷重と,基準地震動Ssによる荷重とを組み合わせた座屈評価を行っており,更に,上
記有効性評価においてプール水の水位の制御ができることを確認したにもかかわらず,
ベントラインに達する水位を想定するなどの保守的な条件を設定して座屈評価を行った。
したがって,原告らの挙げる格納容器の座屈評価に係る発生値は,許容応力状態ⅤA
Sにおいて座屈評価式により求めたものであるところ,そもそも数多くの施設の機
能喪失を前提とする許容応力状態ⅤASにおいて相当するような事態が現実に発生するような可能性はおよそ考え難い上,こうした極限的な状況下での発生値をもって本件発電所の耐震上の余裕と結びつけること自体無理がある。
(イ)余震等について
原告らは,
2016年熊本地震を挙げて約70日間に及ぶ重大事故等継続期間中に基準地震動Ssクラスの地震が発生することを想定した上での格納容器の座屈評価
は当然に行なわれるべきであると主張するが,何ら当を得ない。
そもそも,原告らの主張は,過酷事故がまれであることを取り上げることなく,2016年熊本地震の事例のみから,被告の想定を当然とするものであって,飛躍がある。被告の想定する許容応力状態ⅤASにおける多くの施設の機能喪失(実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド(以下有効性評価ガイドという。
)において必ず想定する格納容器破損モードとされている雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損))は,耐震重要度分類がSクラスである施設については基準地震動Ssに対する地震力に対して安全機能が損なわれないようにするなどの設計方針の下で,地震とは独立に引き起こされる事象(独立事象)と位置付けており,ⅤASに至るような事故
状態の頻度とは別に,
基準地震動に係る頻度を考慮する必要がある。
前者については,
本件発電所において重大事故等対策を考慮せず内部事象を起因とする場合の炉心の著しい損傷に至る確率をみても,6.1×10-5/炉年であって著しく低い。後者については,
基準地震動の年超過確率は10-4~10-6程度である。
これらの頻度を組
み合わせた想定をする以上,極限に匹敵する事象であることは明らかである。
さらに,2016年熊本地震の事例をみても,同地震において2度にわたり震度7が観測された地点は益城町のみであるところ,同地震で観測された上記の地震観測記録は,火山灰質粘土や砂から成る表層地盤での増幅の影響を受けたものであって,このことは,同地震が,平成28年4月14日の地震(いわゆる前震)ではMw6.2であるのに対し,同月16日の地震(いわゆる本震)ではMw7.0であり,これらの地震規模には約16倍もの差があって(マグニチュードで0.2の差は,エネルギーでは約2倍の差に相当する。,同等規模の地震が立て続けに起きたという事実がな)
いにもかかわらず,
両地震とも大振幅の観測記録が得られていることからも容易に推
定される。これに対し,本件発電所における基準地震動の策定位置は,S波速度700m/s以上である解放基盤表面であり,
安全上重要な構築物等は直接岩盤
(久米層)
上に設置していることから,2016年熊本地震における観測事例をもって,本件発
電所に大きな影響を及ぼすような大規模な地震が立て続けに2回生ずることの考慮が,当然に求められるものでもない。
以上のとおりであるから,原告らの主張は,技術的根拠に欠け,何ら理由がない。⑶座屈評価における許容値の設定に係る余裕
被告は,本件発電所の格納容器について,サプレッション・チェンバのように,円
筒部の半径が大きく,それに比して板厚が薄い形状においては,地震に伴う曲げモーメントや軸圧縮応力を受けた場合の損傷に係る挙動の一つとして,弾性限界以下で座屈する,いわゆる弾性座屈(以下,単に座屈という。
)を考慮することとし,地震
時の軸圧縮荷重及び曲げモーメントによるJEAG4601において示されている評価式(以下座屈評価式という。
)を用いて,設計基準対象施設としての座屈評価

を行った。
この座屈評価式は,NASA(アメリカ航空宇宙局)が広範な座屈試験を基に下限曲線として示す設計公式を踏まえながら,NACA(アメリカ航空諮問委員会)における実機に近くデータ数の多い実験結果とも比較するなどした上で,許容値として厳しい基準となるよう,上記下限曲線から更に安全率1.5を考慮するなどして導出し
たものであって,
豊富な実験結果に裏付けられる信頼性と保守性とを兼ね備えている。本件発電所の格納容器の平均半径(R)を円筒の板厚(t)で除した値(η)は約340であり,この領域における実験データの分布をみても,JEAG4601の定める評価式がかなり保守的に設定されていることが示される。
本件発電所の格納容器については,このような保守的な考えでもって導出されたJEAG4601の定める座屈評価式を用いても,相対的に最も厳しい評価点であるP6
(底部のフランジプレートとの接合部である。において,

本件工認申請における発
生値は0.
59であり,
許容値である1からみて,
耐震上の余裕が示される。
そして,
座屈評価式の安全率1.5は,発生値0.39から1.5倍した結果が上記0.59であることを示すものである。
⑷座屈以外の点について

フランジボルトの引張応力について,被告は,その発生値の算出に当たり,呼び径断面積に基づく設計建設規格

(2007)
の評価式を適用して応力を算出しており,
また,許容値として,鋼構造設計規準におけるF値を前提としつつ,格納容器の最高使用温度である171℃を適用して設定している。これらを踏まえ,フランジボルトの現実的耐力を評価すべく,有効断面積に基づく設計・建設規格(2012)の評価
式を適用し,常温環境下における設計・建設規格(2007)の示すSuの値を用いれば,
発生値として629MPaが,
許容値として1140MPaがそれぞれ得られ,
大きな耐震上の余裕が示される。
他方で,トラスについて,被告は,その組合せ応力の発生値の算出に当たり,水平方向の地震力により作用する圧縮力と,鉛直方向の地震力による曲げモーメントとを
求め,これらの各値を,設計・建設規格(2007)の求める評価式(以下,単に組合せ応力評価式という。)に適用している。その際,地震力について,水平方向及び
鉛直方向のいずれにおいても,各種解析により求まる最大値を用いているが,実際の地震では水平方向,鉛直方向ともに時々刻々と変化し,最大値の荷重が同一の瞬間に組み合わさって作用するとは考え難い。また,組合せ応力評価式においては,鋼構造
設計規準におけるF値が前提とされており,Su値に基づくものではない。これらを踏まえ,トラスの現実的耐力を評価すべく,組合せ係数法の考え方を踏まえるとともに設計・建設規格(2007)の示すSuの値を用いれば,発生値は0.517にとどまり,大きな耐震上の余裕が示される。
第5争点5(津波に対する安全確保対策)について
1争点5-1(基準津波策定)について
(原告らの主張)
⑴基準津波の意義
新規制基準は,基準津波の想定について,
最新の科学的・技術的知見を踏まえ
科学的想像力を発揮し,十分な不確かさを考慮して
策定することを求めている
(設
置許可基準規則解釈別記3・1項,津波審査ガイドⅠ.3.2⑵)。

また,津波審査ガイドⅠ.3.3.1⑸の大規模な津波を発生させる巨大地震や津波地震は,沈み込みプレート境界では,過去の事例の有無や場所に関わらずその発生を否定できない地震や津波の発生域と規模は,過去の事例によるだけではそれ,を超えるものが発生する可能性を否定したことにはならないとの指摘も重要である。さらに,新規制基準は,
設計基準対象施設が基準津波に対して安全機能が損なわれるおそれがない(設置許可基準規則5条1項)こと
を求めるだけではなく,
事故が発生した場合の重大事故等対処施設についても同じ基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわるおそれがないこと(同40条)を求めている。この点,重大事故等対処施設は,過酷事故が発生したときにこれに対処するための施設であり,過酷事故は,設計基準対象施設が基準津波を超えた津波に対
して安全機能が損なわれて発生することも考えられるのであるから,重大事故等対処施設については,
設計基準対象施設の基準津波の何倍かに耐えられるようにすることを求めることも考えられたが,新規制基準は,同じ基準津波に耐えられることを求めている。
以上によれば,福島第一発電所事故が,津波という自然現象によって発生したこと
の反省の下,新規制基準は,自然現象である津波について,既往最大ではなく,想定最大をとるべきことを示しているものであり,基準津波は,当該原子力発電所を襲う可能性がある津波をカバーしていなければならないこと(言い換えれば,基準津波を超える津波が当該原子力発電所を襲うことはまずないといえるものであること)が求められるが,本件発電所の基準津波は,次の⑵及び⑶において述べるとおり,これに適合していない。
なお,仮に,新規制基準がそこまでの安全性を考慮することを必要としていないというのであれば(原子力発電所の基準津波は,当該原子力発電所を襲う可能性がある津波をカバーしていなければならないことまでは求めていないという場合),新規制
基準は,具体的審査基準として不合理な点があるというべきである。⑵津波審査ガイドの規定に従っていないこと

津波審査ガイド
Ⅰ.3.3.2プレート間地震に起因する津波波源の設定の〔解
説〕⑵において,プレート間地震に起因する津波の波源設定の対象領域として,千島海溝から日本海溝沿いまでを一つの領域として考慮することを求めている(その地震規模は参考値としながら最大Mw9.6とされている。
)にもかかわらず,被告が
津波波源として設定したのは,
東北地方太平洋沖地震型の津波波源と茨城県沖に想定

する津波波源の2つである。これは,千島海溝から日本海溝沿いの広い領域を一つの津波波源として大きな規模の地震を考慮することを求める津波審査ガイドに反する。津波審査ガイドに従い,千島海溝から日本海溝沿いまでの全領域でMw9.6の規模の地震による津波が発生したと想定し,
スケーリング則
(地震や津波の震源
(波源)
の面積が大きくなれば,
それに応じて地震規模やすべり量などの各種パラメータが大

きくなる関係を示すもの)を適用した場合,津波波源が大きくなればMwも大きくなり,Mwが大きくなれば平均すべり量も大きくなることから,その津波高は,東北地方太平洋沖地震(Mw9.0)による津波の2ないし3倍となる。東北地方太平洋沖地震の際に観測された津波高は,岩手県宮古から福島県相馬までの沿岸でおおむね8~9mであったことから,Mw9.6規模の地震による津波が発生した場合の津波高
は,同所において,最低で16m(8m×2)
,最大で27m(9m×3)に及ぶとこ
ろ,スケーリング則によって導かれた値は平均像でしかないことから,ばらつきの考慮として2倍程度の誤差をも考慮するとすれば,津波高は,東北地方太平洋沖地震の4倍程度の32m(8m×4)~36m(9m×4)と想定すべきこととなる。これに対し,被告は,①東北地方太平洋沖地震におけるすべりの分布は不均質であり,三陸沖中部の南部,宮城県沖,三陸沖南部海溝寄り,福島県沖の四領域及びその海溝軸付近の領域においては大きなすべりが生じている一方,茨城県沖の海溝軸付近では大きなすべりは生じていないこと,②固着の程度と破壊伝播との関係性として,固着の程度が小さい領域であるフィリピン海プレート及び茨城県沖北端付近の複数の海山が沈み込む領域が破壊伝播のバリアになること,③固着の程度とすべりとの関係性として,大きなすべりが生じた領域は,固着の程度が大きい領域に対応している
ことなどに照らして,三陸沖中部から福島県沖及びその沖合の海溝軸付近の領域と,茨城県沖の領域とを区別し,
これら二つの領域のそれぞれに津波波源を想定すること
は合理的であると主張する。
しかしながら,被告の主張は,結局のところ,既往の津波の文献調査や東北地方太平洋沖地震後の個別の研究の知見を踏まえて,
三陸沖中部から福島県沖及びその沖合の海溝軸付近の領域と,茨城県沖の領域を区別し,これら二つの領域のそれぞれに津波波源を想定することは合理的であるとするものにすぎない。津波審査ガイドが,千島海溝の領域と日本海溝の領域を合わせて考慮すべきとすることに対して,これを考慮しないことの合理的な根拠は全く示されていない。また,上記②の前提となる海山の沈み込みが固着を弱くしている旨の見解は未だ確立されたも
のとはいい難く,海山の存在をもって大すべり域の境界を定めるのは不相当である。被告が設定した東北地方太平洋沖地震型の津波波源(三陸沖北部から茨城県沖まで)と茨城県沖から房総沖に設定した津波波源とは地理的に接続し,茨城県沖海域は両者に共通して含まれ,津波波源領域それ自体が重なっていることからすれば,両者が同時にすべりを起こす事態は当然に想定されるのであるから,少なくと
も,被告としては三陸沖北部から房総沖までの領域を一体とする津波波源を想定すべきである。
⑶被告の策定した基準津波は一般防災レベル未満であること内閣府(防災担当)が令和2年4月21日付けで発表した日本海溝・千島海溝沿いの巨大地震モデル検討会(以下巨大地震モデル検討会という。
)の概要報告(以下
巨大地震モデル検討会概要報告という。
)は,
東北地方太平洋沖地震は,日本海溝で発生した最大クラスの地震で,震源断層域は岩手県沖から茨城県沖までの広範な領域に及んでいるが,その主たる「大すべり域は宮城県沖の領域にある。今後,この大すべり域の北側領域(岩手県沖以北の日本海溝及び千島海溝沿いの領域),ある
いは南側領域(福島県以南の日本海溝及び伊豆・マリアナ海溝沿いの領域)で,大すべりが発生し,巨大な津波を伴う最大クラスの地震となる可能性が考えられる。」と

報告している。今回の検討では,岩手県から北海道の海溝沿いの領域における最大クラスの津波断層モデルが対象とされ,
福島県以南の領域については,
今後の課題

されているが,福島県以南の領域,すなわち,本件発電所の前面においても,南側領域(福島県以南の日本海溝及び伊豆・マリアナ海溝沿いの領域)で,大すべりが発生し,巨大な津波を伴う最大クラスの地震となる可能性があることが明示されたとい
うべきである。
この点,津波審査ガイドは,福島県沖から伊豆・マリアナ海溝の領域がともに活動する可能性については指摘していない。しかし,最新の科学的知見は,上記概要報告であるから,福島県沖から伊豆・マリアナ海溝の領域は,一つの領域として活動することを前提として,基準津波を策定しなければならないはずである。
一方で,
日本海溝の北部から千島海溝にかけての領域についてみれば,
この領域は,
被告の想定における,
三陸沖から茨城県沖にかけての東北地方太平洋沖地震の津波波
源を想定津波波源と三陸沖の領域が重なっている。そうすると,千島海溝から破壊が始まれば,それが三陸沖にまで達し,更に宮城県沖以南の領域の破壊につながることも,当然に想定しなければならない。

また,上記概要報告の最大クラスの津波断層モデルの検討は,過去約6千年間における津波堆積物資料を基に推定することを基本としており,
既往最大を求めるもので
しかなく,推定最大を求めようとするものではない。
そして,上記概要報告は,一般的な防災対策を検討するための最大クラスの地震・津波を想定したものであり,
より安全性に配慮する必要のある個別施設の検討につい
ては,それぞれ個別施設の設計基準等に基づき地震・津波の推計を行う必要があるとしており,原子力発電所は,上記のより安全性に配慮する必要のある施設の最たるものである。
以上のとおり,被告の津波想定は,一般防災のレベルにすら届いていない極めて過小な想定であるといわざるを得ない。
(被告の主張)

⑴基準津波の意義
新規制基準は,基準津波の策定に当たり,
最新の科学的・技術的知見を踏まえ,波源海域から敷地周辺までの海底地形,地質構造及び地震活動性等の地震学的見地から想定することが適切なものを策定することや基準津波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(設置許可基
準規則解釈別記3・1項)等を基本方針としている。
基準津波策定の過程においても,まず,津波の発生要因の選定は,津波発生要因に係る敷地の地学的背景及び津波発生要因の関連性を踏まえ,プレート間地震及びその他の地震,
又は地震及び地すべり若しくは斜面崩壊等の組合せについて考慮して行う
こととされる(同解釈別記3・2項1号)

次に,津波波源の設定及び数値計算に当たり,設置許可基準規則解釈別記3・2項2~4,
7及び8号は,
プレート形状等から考えられる適切な規模
(マグニチュード)
の津波波源を考慮すべきこと,
その際には国内外の大規模な津波事例を踏まえて津波
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検討を行うことなどを定め
ており,また,基準津波策定に係る調査及び評価は,最新の科学的・技術的知見を踏まえて行うこととしている。すなわち,設置許可基準規則は,最新の科学的・技術的知見を踏まえて,
原子炉施設に影響を及ぼすものとして合理的に想定される適切な規模の津波波源を設定した上で基準津波を策定するよう求めるものと解される。基準適合性審査の際における確認事項等を示したマニュアルとして位置付けられる津波審査ガイドにおいても,津波波源の設定についての確認事項を,Ⅰ.3.3に示しており,以上を考慮するなどして,発電用原子炉の設置(変更)許可に係る審査においては,各原子炉施設において,最新の科学的・技術的知見を踏まえて,当該原子炉施設に影響を及ぼすものとして合理的に想定される適切な規模の津波波源を設定した上で基準津波が適切に策定されているかどうかが確認される。
さらに,津波波源の設定に当たっては,津波波源の規模に影響を与える各種のパラ
メータを用いた波源モデルが設定されるが,その際,
耐津波設計上の十分な裕度を含めるため,基準津波の策定の過程に伴う不確かさの考慮に当たっては,基準津波の策定に及ぼす影響が大きいと考えられる波源特性の不確かさの要因(断層の位置,長さ,幅,走向,傾斜角,すべり量,すべり角,すべり分布,破壊開始点及び破壊伝播速度等)及びその大きさの程度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を十分踏まえた上で,適切な手法を用いることとされている(設置許可基準規則解釈別記3・2項6号)
。また,津波審査ガイドⅠ.3.3.7津波波源のモデル化に係る不確かさの考慮においては,発生要因に応じて津波波源の規模に影響するパラメータについて不確かさを考慮し,例えば,地震起因の津波では,断層の位置や走向等の各種パラメータ及びすべりの不均一性等に係る不確かさを考慮しているこ
と,複数の震源が連動して破壊が広範囲に及ぶことが想定される場合には,破壊様式(破壊伝播方向,破壊伝播速度)に係る不確かさを考慮していること,各種パラメータの不確かさの設定については,その範囲及び科学的根拠が明示されていることなどの点を確認するものとしている。
そして,基準津波を策定するに際してその時刻歴波形を示す際には,評価対象とな
る施設の位置ではなく,敷地前面海域の海底地形の特徴を踏まえ,施設から離れた沿岸域における水位変化をもって表現することされ(設置許可基準規則解釈別記3・1項)
,これにより,施設から反射した波の影響を大きく受けることのない沖合の地点における波形が,基準津波として示されることとなる。
以上の過程を経て策定される基準津波には,
基準津波による遡上津波は,敷地周辺における津波堆積物等の地質学的証拠及び歴史記録等から推定される津波高及び浸水域を上回っていること及び行政機関により敷地又はその周辺の津波が評価されている場合には,波源設定の考え方及び解析条件等の相違点に着目して内容を精査した上で,安全側の評価を実施するとの観点から必要な科学的・技術的知見を基準津波の策定に反映すること(同解釈別記3・2項5号)が求められる。更に,津波審査
ガイドⅠ.3.5.1⑴においては,
基準津波は,発生要因を考慮した波源モデルに基づき,津波の伝播の影響等を踏まえた津波を複数作成して検討した上で,安全側の評価となるよう,想定される津波の中で施設に最も大きな影響を与えるものとして策定されていることを確認するとされている。これらは,基準津波が,最新の科学的・技術的知見を踏まえた変動地形学的調査,地質調査及び地球物理学的調査結果や歴史記録等から推定される複数の波源から算
定される津波のうち,最大(引き波評価の場合は最低)の津波であること,かつ当該地域の既往最大の津波を十分に上回る津波であることを要求するものであり,規制内容としても合理的なものである。
⑵本件発電所の基準津波は津波審査ガイドに反しないこと原子力規制委員会の策定した審査内規である津波審査ガイドⅠ.3.3.2〔解説〕
⑵においてプレート間地震に起因する津波の波源設定の対象領域の例示とされている①千島海溝から日本海溝沿いの領域(最大Mw9.6程度)との記述は,対象領域の例示とされているものであり,かつ,括弧書きで示す地震規模は例示の中の参考値とされており,
いずれも調査結果にかかわらず想定することを求めるものでは
なく,
具体的にどの程度の津波波源を設定するかは施設ごとの審査においてその時点
の最新の科学的知見を踏まえて確認されることとなる。
そして,本件発電所における津波評価に資する主な最新の科学的知見として,①東北地方太平洋沖地震におけるすべりの分布は不均質であり,三陸沖中部の南部,宮城県沖,三陸沖南部海溝寄り,福島県沖の四領域及びその海溝軸付近の領域においては大きなすべりが生じている一方,茨城県沖の海溝軸付近では大きなすべりは生じていないこと,②固着の程度と破壊伝播との関係性として,固着の程度が小さい領域であるフィリピン海プレート及び茨城県沖北端付近の複数の海山が沈み込む領域が破壊伝播のバリアになること,③固着の程度とすべりとの関係性として,大きなすべりが生じた領域は,固着の程度が大きい領域に対応していることなどに照らして,三陸沖中部から福島県沖及びその沖合の海溝軸付近の領域と,茨城県沖の領域とを区別し,これら二つの領域のそれぞれに津波波源を想定することは合理的である。
なお,上記②について,原告らは,被告の依拠する見解は未だ確立されたものとは認められておらず,被告の津波評価が不合理であると主張する。しかしながら,固着の程度が小さい領域が破壊伝播のバリアになり,茨城県沖北端付近の領域では,固着の程度が弱いことが知られており,望月(2011)は,海域における地震波構造調査及び自然地震観測の結果を踏まえ,茨城県沖のプレート境界における固着の弱さの
要因に関し,
海山の沈み込みに伴って上盤側底部が破壊されることによって歪エネルギーを蓄えることができないことを分析しており,その内容は,東北地方太平洋沖地震の本震及び余震における地震活動とも整合するなど科学的合理性は高い。このような固着の程度が小さい領域ないし沈み込む海山が破壊伝播のバリアとなることについては,望月(2011)以外に,LovelessandMeade.(2015),
Kunduetal.(2012),Mochizukietal.(2008),Nakatanietal.(2015),文科省測地学分科会(2013),WangandBelik(2014)といった複数の専門学術的知見により支持されている。
したがって,海山を考慮して波源領域を設定したことは,津波審査ガイドに沿うものである。

⑶巨大地震モデル検討会概要報告について
巨大地震モデル検討会概要報告は,
巨大地震モデル検討会における検討の主要な事
項を事務局(内閣府)において取りまとめたものであり,今後,中央防災会議防災対策実行会議の下に設置された日本海溝・千島海溝沿いの巨大地震対策検討ワーキンググループ(WG)において審議がされ,その審議を踏まえ,巨大地震モデル検討会は,必要な点検等を行うとともに,最大クラスのモデル検討における考え方や基礎資料等の詳細な分析・整理を行い,今後,報告書として取りまとめる予定であるとしている。このように,上記概要報告は,最終的な報告書として取りまとめられたものではなく,取りまとめた震度分布・津波高等は,被害想定を検討する過程において,改めて検証した結果,修正されることがあるとされており,被告としては,引き続き,同検討会の動向を注視する考えにあるが,以下のとおり,現時点において,本件発電
所における基準津波の策定に当たっての被告の検討ないし評価の内容を否定するものではない。
すなわち,同検討会は,岩手県から北海道の太平洋沿岸地域における津波堆積物の資料を基に推定することを基本とし,千島海溝から日本海溝の北部の領域において,Mw9クラスの科学的に想定され得る最大クラスの津波断層モデルとして,①千島海溝(十勝・根室沖)モデルと②日本海溝(三陸・日高沖)モデルを想定し,北海道から千葉県の沿岸での津波の高さや浸水域を推計しているところ,本件発電所の位置する地点における津波の高さの推計値は5mであり,基準津波の高さを大きく下回るものである。また,同検討会における検討の過程では,東北地方太平洋沖地震の主たる大すべり域の北側領域(岩手県沖以北の日本海溝及び千島海溝沿いの領域)
及び南側領域(福島県以南の日本海溝及び伊豆・マリアナ海溝沿いの領域)で大すべりが発生し,
巨大な津波を伴う最大クラスの地震となる可能性が考えられるとしつつも,
このような広範な領域をほぼ同時に破壊するような地震は知られていないなどして,千島海溝と日本海溝とを区別した波源を設定しており,少なくとも,原告らが主張するようなこれら領域にわたる波源の想定を行っておらず,
被害想定や防災対応の検討で,二つの領域の地震の連動発生を想定する場合には,二つのモデルによる津波を加算して推計するのではなく,二つのモデルから推計される津波の最大のものを選択する方式により得られた津波高,浸水域等を用いることが妥当と考えるともしている。
また,原子力規制庁は,国内外の原子力施設の事故・トラブルに係る情報や最新の科学的・技術的知見を規制に反映させる必要性の有無について整理し認識を共有することを目的とし,技術情報検討会を継続的に開催しているところ,令和2年5月11日の技術情報検討会において,上記概要報告に関する検討がされ,その結果,本件発電所の基準津波等への影響はないものと判断され,特段の対応を要しないことなどが確認されるとともに,引き続き,動向を注視していくこととされている。以上のとおりであるから,上記概要報告によって本件発電所における基準津波を策
定するに当たっての被告の検討ないし評価の合理性が否定されるとする原告らの主張に理由はない。
2争点5-2(津波対策)について
(原告らの主張)
⑴津波漂流物対策における津波波源と流向の想定が限定的であること
設置許可基準規則5条1項は,基準津波に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならないとしており,同解釈別記3・3項5号では,津波防護施設については入力津波に対して津波防護機能が保持できることを求めており,同⑥では,
津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物及び設置物等が破損,倒壊及び漂流する可能性がある場合には,防潮堤等の津波防護施設及び浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう,漂流防止措置又は津波防護施設及び浸水防止設備への影響の防止措置を施すこと。が定められている。また,
津波審査ガイ
ドのⅡ.5.4.2て,「⑴漂流物による波及的影響の検討において,【確認内容】とし

漂流物による波及的影響の検討方針が,要求事項に適合する方針であるこ
とを確認する。⑵設計方針の確認に加え,入力津波に対して津波防護機能が十分保持できる設計がなされることの見通しを得るため,以下の例のような具体的な方針を確認する。
」とした上で,
①敷地周辺の遡上解析結果等を踏まえて,敷地周辺の陸域の建物・構築物及び海域の設置物等を網羅的に調査した上で,敷地への津波の襲来経路及び遡上経路並びに津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において発生する可能性のある漂流物を特定する方針であること。と定められている。このように,
発生可能性のある津波に伴う漂流物を特定するに際して網羅的な調査が求められるのは,
万が一にも津波に伴う漂流物によって原子力発電所の安全性に影
響が及ばないようにするためであり,そうであれば,津波に伴う漂流物の調査に当たっては,主として津波高さを考慮して策定される基準津波にとらわれず,可能性のある津波波源及び流向は全て想定して網羅的に調査し,漂流物を特定すべきである。しかも,巨大地震モデル検討会概要報告においては,少なくとも日本海溝の領域の一部
である北部の三陸沖領域と千島海溝の領域は連動するとされているのであるから,このような津波波源も想定しなければならない。
しかしながら,被告は,茨城県沖に津波波源を想定し,茨城県沖に想定する津波波源と,茨城県沖から房総沖に想定する津波波源の2つを分けて考慮することとし,基準津波の策定としては,
本件発電所に最も大きな影響がある津波波源である後者の波

源を用いて基準津波を策定した上で,その波源は,おおむね南北方向であり,西に向かって津波のエネルギーが伝わることや海溝沿いから沿岸に向かってほぼ一様に徐々に浅くなっていく海底地形にあることから,基準津波はおおむね西方向の流向を維持するとしている。
上記基準津波では,北東方向から本件発電所に到達する可能性のある漂流物,特に
大型船舶を想定しないこととなり,上記の津波審査ガイドの定める方針に反し,設置許可基準規則5条に反するのであり,これに適合するとした原子力規制委員会の判断は不合理である。
なお,被告は,大型船舶が津波に伴う漂流物として本件発電所に到達する可能性を検討する上でも,
基準津波の波源を用いることに不合理な点は認められないと主張す
るが,津波の規模・津波高に着目して保守的に基準津波を策定することと,漂流物による影響を広く考慮するために様々な波源・流向を考慮することとの間には明確な差異があり,津波に伴う漂流物について保守的な想定をするためは,津波の規模・津波高だけではなく,流向についても配慮した津波波源を設定しなければならない。⑵大型船舶を津波に伴う漂流物として想定しないことは不十分であること本件発電所の周辺には,北方約3kmに茨城港日立港区(以下,単に日立港区ともいう。
)が,南方約4kmに茨城港常陸那珂港区(以下,単に常陸那珂港区ともいう。
)がある(以下,これらの港区を総称する場合は単に,両港区という。)ところ,日立港区にはLNG基地が,常陸那珂港区には石炭火力発電所があるため,常に大型タンカーが付近の海域を航行し,両港区に停泊している。また,日立港区の自動車輸入実績は全国3位であり,自動車運搬船の入港隻数も多い。両港区には,統
計によれば,1日当たり4~6隻が入港しており,うち半数以上は5000tを超える大型船舶である。
しかし,被告は,両港区に停泊し,又は付近を航行する大型船舶が漂流物となることを想定しておらず,津波審査ガイドⅡ.5.4.2【確認内容】⑵①に反し,設置許可基準規則解釈別記3・3項5号⑥に違反する。
これに対し,
被告は大型船舶が漂流物となって本件発電所に到達することはないと主張するが,以下のとおり被告の主張は失当である。
ア大型船舶の航路について
被告は,大型船舶については,その航路が予め決まっており,その航路に沿った航行がなされるところ,
本件発電所の前面の海域近傍に航路は設定されていないと主張

する。
しかし,日立港区へ出入りする船舶の航行路として,日立港入口から沖防潮堤南端に沿って中央航路があり,大型船舶はこれを航行する。大型船舶は,同航路により,本件敷地正面約2.5kmの海域を通過する。一般貨物船が,同航路を航行し,本件敷地前面の海域に停泊することもある。

また,日立港区には,LNG外航船が停泊する泊地が本件発電所から北東約2kmの位置にあり,LNG外航船が頻繁に停泊している。
そのほかにも多数の船舶が日立港を入出港し,停泊しており,本件発電所前面海域を大型船舶が航行している。
イ緊急退避は困難であり,係留避泊しても湾外へと漂流する可能性があること被告は,両港区の大型船舶は緊急退避(港外の水深が深く十分に広い海域ないし沖合に避難すること)又は係留避泊(係留強化等により係留状態のまま津波に対抗すること)をすることから漂流物とならない旨主張する。しかし,大型船舶が緊急退避をするには,船倉内の積み荷の固定,ハッチカバー閉鎖,乗組員以外の人間の下船を確認した後のタラップ収納,係留索の切断等の作業等に時間を要し,津波が到来するまでの限られた時間内に安全な海域まで避難することは容易でない。
また,防波堤など港湾の状況から,両港区に入港する大型船舶は,本件発電所の沖合2kmの範囲を通過して津波から退避せざるを得ない。
さらに,東北地方太平洋沖地震による津波の際,係留避泊を試みた船舶も含め,湾外へ避難することができなかった船舶の多くが被災しており,多くの港において,係留索が切断するなどして船舶が座礁するなどしており,津波高さに対する係留限界は,
大型LNG船等でおおむね1~3m,
一般船舶でもおおむね3~6m程度とする調査
結果もあり,これを超える可能性もあるのであるから,係留避泊をしてもなお大型船舶が湾外へ漂流する可能性があるというべきである。
被告は,港内にある大型船舶については,沿岸ないし港湾施設との衝突や船底接触等の抵抗が生じやすいことから,湾外の離隔した位置に達する程の漂流物になるとは
考え難い,
喫水の深さゆえに沿岸に乗り上げたとしても船底の接触等により抵抗が生ずるなどとも主張するが,船舶には喫水の浅いものもあることに加え,波高17.1mもの津波が日立港区に襲来した場合,同港の防波堤は4.8mであり,退避遅れの船舶のうち,喫水が12.3m以下のものは防波堤を乗り越えて漂流する。ウ水粒子のシミュレーションと実際の船舶の挙動は異なり得ること
被告は,仮に両港区から大型船舶が漂流したとしても,流向や水粒子の軌跡解析によれば,本件発電所に到達することはないと主張するが,水粒子の軌跡と実際に大型船舶が漂流した場合の挙動とは異なる上,被告が行ったシミュレーションがどこまで現実を表しているかについて,確かなことはいえないのが実際のところであり,水粒子の軌跡だけで大型船舶の漂流軌跡を求めることは,工学的に相当の無理がある。(被告の主張)
⑴津波漂流物対策における津波波源の想定及び流向の想定について被告は,最新の科学的・技術的知見等を踏まえて様々な不確かさを考慮した津波評価を行うなどして本件発電所の基準津波を策定しており,その茨城県沖に想定したMw8.7の波源モデルは,5万3684km2と広大な面積を備え,杉野ほか(2014)
において超大すべり域の設定が求められる規模にないにもかかわらず超大すべ
り域を設定するとともに,杉野ほか(2014)における提案よりも大きなすべり量を設定した上で,敷地前面に,超大すべり域を配置している。この保守的な条件設定を重ねた結果,その波源モデルは,本件発電所の南北に位置する茨城県沖の常陸那珂港区及び日立港区を含む全域に面するとともに,とりわけ超大すべり域からもたらされる影響を両港区が受けるものとなっており,原告らの主張の対象とする大型船舶が
津波に伴う漂流物として本件発電所に到達する可能性を検討する上でも,基準津波の波源を用いることに不合理な点はない。
また,津波の流向を変えたとしても,津波襲来時に大型船舶おいては緊急退避又は係留避泊という行動を十分に期待することができること,湾内にある大型船舶については,津波の挙動が時々刻々と複雑に変化する中で,複雑な力が作用して沿岸ないし
港湾施設との衝突が生じやすく,喫水の深さゆえに沿岸に乗り上げたとしても船底の接触等により抵抗が生ずることなどの大型船舶の挙動に関する基本的な特質に,もとより変わりはない。
さらに,北東から本件発電所に向かって襲来する津波として,被告が基準津波策定の過程で設定した東北地方太平洋沖地震型の津波波源のモデルにより,水粒子を用い
て行った軌跡解析の結果をみても,特定の方向に進むような挙動は確認されない。以上のとおりであるから,原告らの主張により,新規制基準を踏まえて行った本件発電所における津波に伴う漂流物に対する影響評価の合理性が否定されることはない。
⑵大型船舶を津波に伴う漂流物として想定する必要はないこと以下のとおり,大津波警報等が発表された場合の船舶に求められる対応や,津波の伝播に係る挙動等に照らし,
両港区に停泊ないしその付近を航行する大型船舶が本件
発電所の敷地に到来するとはおよそ考えられず,大型船舶を津波に伴う漂流物として想定すべきとする原告らの主張には理由がない。
ア大型船舶の航路について
大型船舶については,その入港先ないし出港先に適した航路が予め定まっており,
その航路に沿った航行がなされるところ,本件発電所の前面の海域近傍に航路は設定されておらず,本件発電所の敷地に最も近い常陸那珂港・苫小牧港間の定期航路をみても,当該航路における本件敷地との最短距離は約15kmであり,本件敷地から大きく離隔した位置にある。
また,
これら領域よりも本件敷地に著しく接近した最短距離3~5kmの地点をみ
ても,当該地点における基準津波の高さは約7mであるのに対して,波長は約10kmと十分に大きいなど,そもそも津波として認識できるような水準になく,操船を困難にするようなものではないことに変わりはない。
なお,原告らは,両港区にある大型船舶について,グーグルマップからみた位置関係から,
緊急退避する場合に本件発電所の沖合2kmの範囲を通過せざるを得ないと
も主張するが,
その主張を前提としても,
本件発電所から2kmとなお遠方にある上,
これら船舶が緊急退避すれば,
港湾区域よりも沖に出て本件発電所から離れていく方
向に進んでいくのであり,
その過程においてごく一時的に本件発電所に近づき得るに
すぎない。
イ緊急退避又は係留避泊が求められる上,湾外への漂流も考え難いこと
国土交通省は,船舶の津波避難対策に関し,東北地方太平洋沖地震において,同地震に伴う津波の来襲前に港外に避難できなかった多くの船舶が港内で漂流,座礁するなどの経験ないし教訓を踏まえ,学識経験者,海事関係者及び関係省庁等の議論を経て,津波来襲時に船長が短時間に的確な避難行動を判断できるよう,平成26年4月に船舶津波避難マニュアル作成の手引きを策定した。本件発電所周辺に位置する茨城港日立港区及び茨城港常陸那珂港区にある大型船舶は,上記手引きに沿ったマニュアルによる対応を採ることとなり,その運用上,停泊中に大津波警報等が発表された場合,荷役等の作業を中止した上で,緊急退避又は係留避泊が求められ,両港区の防波堤付近を航行中の大型船舶は湾内退避を行うと考えられることから,本件発電所に到達するような漂流物になるとは,そもそも考え難い。
また,原告らが挙げる東北地方太平洋沖地震の際の事例(湾内で係留索が切断する
などして船舶が座礁した事例等)は,大型船舶が津波漂流物として港外の離隔した位置にある本件発電所に到達することを何ら示唆するものではない。このことは,以下の津波のメカニズムに照らして,合理的に説明することができる。すなわち,地震に伴う津波は,地震による海底の地殻変動等に伴う初期波形から,対象地点に向かって伝播していく現象である。津波の波長は,沖合で数十から数百k
mであるが,
波高は海底の上下方向の地殻変動に応じて最大でも数mといった緩やかな水面の傾きしかなく,波として認識することができないようなものであるところ,沿岸に近づいて水深が浅くなるにつれて,波長は短くなり,逆に波高は高くなって,波として認識できるようになる。海岸に到達した津波の一部は陸上に遡上し,一部は反射されて沖合に戻っていくところ,初期波形としては比較的単純な波形の津波であ
っても,海底地形や海岸線の形状などにより津波の波高は変化し,反射を繰り返すことで複雑な波となる。
このように,津波の挙動として,沖合の方が沿岸よりも,波長は長く波高が低い上に反射波の影響が小さいことなどに照らし,港外退避をして沖合まで航行することによって津波の影響を小さくすることができ,東北地方太平洋沖地震の際にも,港外退
避をした船舶にはそもそも被害すら確認されていないものが大半である。また,港内にある船舶については,
港内における反射波等の影響により複雑な津波の影響を受け
るなどして,港内を漂流するにとどまることを推察できる。とりわけ,港内にある大型船舶については,津波の挙動が時々刻々と複雑に変化する中で,その船体や重量の大きさゆえに,
船体の各部位で異なる流向の津波の影響を受けるなど複雑な力が作用しやすいこと,沿岸ないし港湾施設との衝突が生じやすいこと,喫水の深さゆえに沿岸に乗り上げたとしても船底の接触等により抵抗が生ずることといった特色があり,これらはいずれも津波漂流物として離隔した位置に進行する際の妨げとなる。以上のとおりであるから,
原告らの挙げる東北地方太平洋沖地震の際の船舶の挙動
に関する事例は,むしろ,大型船舶が漂流するとは考え難く漂流を想定した場合にあっても本件発電所に到達しないとの被告の評価に沿うものである。
ウ仮に大型船舶が漂流した場合でも,津波の流向及び水粒子の解析結果に照らし,本件発電所には到来しないこと
被告が基準津波の策定に当たり設定した茨城県沖から房総沖の日本海溝沿いの波源はおおむね南北方向であり,西に向かって津波のエネルギーが伝わること,海溝沿いから沿岸に向かってほぼ一様に徐々に浅くなっていく海底地形にあることから,基
準津波は,おおむね西方向の流向を維持して両港区に伝播し,このことは,被告の行った津波のシミュレーション結果からも示される。そして,津波が両港区に襲来して以降,両港区の大型船舶は,沿岸の港湾設備等への衝突等の影響や,交互に作用する押し波,引き波の影響を受けることから,本件発電所の敷地との離隔距離(茨城港日立港区であれば約2.5km,茨城港常陸那珂港区であれば南方約3km)を踏まえ
ると,両港区から敷地に到来するとは考え難い。このことについて,被告は,両港区を含む本件発電所の敷地周辺の領域を対象として,合計11の評価点の漂流物を想定し,それぞれの評価点における基準津波の水粒子の軌跡を解析し,いずれの評価点においても,水粒子は,当初の想定地点の近辺に留まるか,あるいは本件発電所から離れていくことを確認している。

なお,水面上に浮遊する漂流物が,津波と同じ速度で移動することはない。その後に津波が沿岸に到達すれば,反射波等の複雑な挙動により,漂流物は慣性力を受けつつ,都度,様々な方向から影響を受けることとなる。これに対し,水粒子であれば,津波と同じ挙動でもって移動することから,より鋭敏な動きを示すことになる。このように,実際の漂流物は,本件発電所における軌跡解析の対象である水粒子よりも緩慢な挙動を示すと考えられるのであって,本件発電所への到達可能性を検討するという目的に照らし,
鋭敏な挙動を示す水粒子を用いて行った被告の軌跡解析に不
合理な点はない。
これらのことから,
両港区にある大型船舶が本件発電所の敷地に到来する漂流物に
なるとはおよそ考えられず,原告らの主張に理由はない。
第6争点6(火山(気中降下火砕物)に対する安全確保対策)について
1争点6-1
(気中降下火砕物に係る保安規定変更認可申請前の司法審査の在り方等)について
(原告らの主張)
⑴被告において人格権侵害の具体的危険性の不存在を主張立証すべきこと人格権に基づく差止訴訟における具体的危険の主張立証責任は,原則として原告側
にあるものの,原子力発電所の運転差止訴訟の場合には,原発事故の進展や被害の特異性,資料の偏在に照らし,事業者である被告において,人格権侵害の具体的危険が存在しないことを主張立証しなければならない。
そして,行政庁である原子力規制委員会により原子炉設置(変更)許可等の判断が示されている場合には,
具体的危険の不存在の主張立証に代えて基準適合判断に係る

審査において用いられる具体的審査基準の合理性及び基準適合判断の合理性評価を主張することがあり得るが,上記判断が示されていない場合には,事業者は,原子力発電所の運転差止訴訟における原則に戻り,人格権侵害の具体的危険の不存在を主張立証しなければならないというべきである。
被告によれば,
本件発電所の気中降下火砕物濃度の想定やこれに係る対策は保安規
定変更認可申請で行う予定であるが,同申請は未了であり,原子力規制委員会による新規制基準(平成29年改正後の火山影響評価ガイド等)への適合性判断はされていないというのであるから,
被告において人格権侵害の具体的危険性の不存在を主張立
証を尽くすべきところ,これを尽くしていないことになり,人格権侵害の具体的危険性が事実上推定される。

平成29年改正後の火山影響評価ガイドによる気中降下火砕物濃度の推定等
を設置(変更)許可申請において審査しないことが不合理であること平成29年改正後の火山影響評価ガイドでは,
2.原子力発電所に影響を及ぼす火山影響評価の流れにおいて

影響評価では,個々の火山事象への設計対応及び運転対応の妥当性について評価を行う。

とし,6.1降下火砕物解説-17にお

いて

外気取入口から侵入する火山灰の想定に当たっては,添付1の『気中降下火砕物濃度の推定方法について』を参照して推定した気中降下火砕物濃度を用いる。

とされ,また,気中降下火砕物濃度は,原子力発電所への間接的な影響の評価にも用いるとされた(解説-17)。添付1の気中降下火砕物濃度の推定方法について
は,

本手法により推定された気中降下火砕物濃度は,設計及び運用等による安全施設の機能維持が可能かどうかを評価するための基準として用いる。

として,設計に
よる安全施設の機能維持に関しても用いることが明示されており,平成29年改正後の火山影響評価ガイドにおいては,気中降下火砕物濃度を推定し,その濃度を踏まえた原子力発電所の安全について,原子炉設置変更許可段階でも審査・判断することが明示されたというべきである。
また,平成29年の火山影響評価ガイドの改正は,従来の気中降下火砕物濃度の過
小評価を認めざるを得なくなったことによる濃度推定手法の改正が中心であり,当初の想定よりも相当に高い濃度の降下火砕物が本件発電所の敷地に到来する以上,運用だけで対応が可能とは限らず,相応の設計の見直しがなされて然るべきである。しかし,本件設置変更許可においては,本来,審査・判断されるべき上記改正後のガイドに基づく気中降下火砕物濃度の推定の妥当性,その影響評価及びそれによる施
設の健全性について,審査・判断がされていなかったのであるから,設置許可基準規則6条に適合するとの判断は不合理であり,この点からも被告による人格権侵害の具体的危険性の不存在の主張立証は尽くされておらず,人格権侵害の具体的危険性の存在が推定されるというべきである。
なお,被告は,代替電源設備による機能維持対策及び全交流電源喪失時の対策がされているから人格権侵害の具体的危険はないかのように主張するが,原子力発電所の
安全確保に関しては,制御の困難性,事故に至る機序を予測することの困難性,事故時の被害の特異性を前提とした後段否定の考え方(後段の安全確保策を理由に前段の安全確保策を軽視してはならない。
)を旨とする深層防護の観点から妥当でない上,
大量の降灰により非常用ディーゼル発電機が機能喪失するような事態において,上記対策に用いる動力が健全である保証はなく,弁操作などの手動による制御が奏功する
保証もないのであり,事故状況下の過酷な状態を楽観視した机上の空論にすぎず,法的に安全と評価できるものではない。
(被告の主張)


気中降下火砕物濃度に係る安全確保対策の具体的内容はまだ定まっておらず,
人格権侵害の具体的危険性を認める余地がないこと
本件発電所における気中降下火砕物濃度に係る安全確保対策の具体的内容は,現時点において定まっておらず,被告が今後行う予定であるその時点の最新の知見等を考慮した保安規定変更認可申請及び原子力規制委員会による当該申請の認可により初めてその内容が定まっていくものである。そして,当該認可を得なければ,本件発電所が運転に至ることもない(原子炉等規制法61条の2の2第10項,同法43条の
3の23第1項,同法43条の3の20第2項4号及び同項5号)。なお,被告は,今
後の検討を踏まえて,
設備の容量等の本件設置変更許可に関わる内容に変更がある場
合,新たな原子炉設置変更許可申請を行うことも有り得る。
原告らが気中降下火砕物濃度に係る本件発電所における対策に欠ける点があり人格権侵害の具体的危険性があると主張するのであれば,人格権に基づく差止請求が認
められるための要件について主張立証責任を負う原告らにおいて,いかなる機序でどのような人格権侵害の具体的危険性が生じ,これにより,いずれの原告にどのような被害が生じるのかを具体的に明らかにしなければならないが,先に述べた事柄の性質上,現時点においてこれを明らかにすることはできない。
したがって,
気中降下火砕物濃度に係る被告の講ずる対策の具体的内容が定まっていないにもかかわらず,
これを考慮せず本件発電所の具体的危険性があることを前提
とする原告らの主張は,そもそもこれを認める余地がない。


平成29年改正後の火山影響評価ガイドによる気中降下火砕物濃度の推定等
を保安規定変更認可申請の段階で審査することが不合理でないこと平成29年12月14日原子力規制委員会規則第16号による実用炉規則の改正では,火山現象による影響が発生し,又は発生するおそれがある場合(以下,実用炉規則の定義に倣い,
火山影響等発生時という。
)における発電用原子炉施設の保全
のための活動を行う体制の整備を求める84条の2,また,火山影響等発生時における発電用原子炉施設の保全のための活動を行う体制の整備に関する事項を保安規定に定めることを求める92条1項21号の2が新たに設けられ,また,平成29年の火山影響評価ガイドの改正では,気中降下火砕物濃度を推定する手法が新たに示され
たが,これらの改正(以下平成29年実用炉規則等改正という。
)は,原子力規制
委員会に設置された
降下火砕物の影響評価に関する検討チーム
(以下
降下火砕物検討チームという。
)の検討による降下火砕物の特質を踏まえた規制の考え方を受
けてされたものであり,その考え方は,具体的には以下のとおりのものである。降下火砕物の特質として,地震,津波等の比較的多くの実測データが得られる他の
自然現象とは異なり,濃度の観測値が十分に得られていないことから,モデルの検証が十分にされておらず,
理論的評価に基づくものを設定することは困難であるなどの
設計基準の設定に当たっての不確実さはあるが,総合的,工学的判断により気中降下火砕物濃度等を設定し,フィルタ交換等による機能維持を評価することができる。そもそも,降下火砕物に対する原子力発電所の安全性を確保する手段として,非常
用ディーゼル発電機のフィルタ交換等が挙げられるほか,フィルタ交換等が奏功せず,非常用ディーゼル発電機の機能を期待することができなくなり,かつ,外部電源を喪失する場合を仮定したとしても,これに起因して生ずる可能性のある全交流動力電源喪失については,
新規制基準における炉心の著しい損傷を防ぐための対策に係る設計要求事項として既に考慮されている中で,非常用ディーゼル発電機の機能を前提としない安全確保対策を検討することができる。降下火砕物検討チームは,降下火砕物に係る規制上の要求事項として,上記で述べた非常用電源設備の機能維持に加えて,代替電源設備(重大事故等対処施設)の機能維持及び全交流動力電源喪失等への対策を挙げ,原子力規制委員会は,これらに係る検討内容を現在の実用炉規則に反映している。
以上を踏まえると,設置許可基準規則6条の定める設計要求事項に関し,数少ない
実測事例である1980年米国セントヘレンズ火山の噴火(以下,単にセントヘレンズ火山の噴火という。における火山灰濃度の観測値を用いて,

同濃度におけるフ
ィルタ閉塞時間に対し,フィルタの取替・清掃等により十分対応可能であるなどの基本設計ないし基本的設計方針の妥当性を原子炉設置変更許可に係る審査において確認した上で,これを上回る気中降下火砕物濃度に係る対応については,平成29年実
用炉規則等改正がされた新規制基準の下で,火山影響等発生時において,①非常用交流動力電源設備の機能を維持するための対策,②代替電源設備その他の炉心を冷却するために必要な設備の機能を維持するための対策,③交流動力電源喪失時に炉心の著しい損傷を防止するための対策に係る体制整備を行い,その評価の際に,火山影響評価ガイドに示す手法を用いて求めた気中降下火砕物濃度や,
降灰継続時間
(24時間)

等を踏まえるとともに,降灰による作業環境の悪化を想定することに,何ら不合理な点は認められない。
現状,被告は,気中降下火砕物濃度等を用いた影響評価により本件発電所の安全機能を確保できるよう,火山影響等発生時に,現在設置している同発電機の吸気フィルタを通じた流路に連なるよう着脱式フィルタを設置することをもって,外気が着脱式
フィルタ,
吸気フィルタの順に非常用ディーゼル発電機内に取り込まれるようにするとともに,着脱式フィルタが閉塞に至る前に余裕をもって,取替・清掃を行えるようにするなどの対応を検討し,加えて,原子炉隔離時冷却系ポンプ,ディーゼル駆動消火ポンプ又は常設高圧代替注水系ポンプによる対応や,全交流動力電源喪失対策に関する降灰時特有の考慮事項の抽出ないしこれを踏まえた対応をも検討している。着脱式フィルタは,火山影響等発生時に取り付け,これ以外のときに取り付けるものではないこと,
その他の原子炉隔離時冷却系ポンプ等は設置許可基準規則等に適合するよう被告の行った本件発電所の設計の内容に含まれるものであることなどに照らし,被告は,上記対応を主として手順ないし体制等の運用面に関わるものとして,その時点における最新の知見等を考慮して保安規定変更認可申請を行う考えである。もとより,原子炉等規制法により,原子力発電所の安全性を確保するための基準の
策定とその適合性の判断等を原子力規制委員会に一義的に委ねるとの我が国の法制の下では,
いかなる事項を原子炉設置の許可の段階における安全審査の対象となるべき当該原子炉施設の基本設計の安全性に関わるものとするのかの判断を含め原子力規制委員会に委ねられる。
以上のように,平成29年実用炉規則等改正の内容,そして,被告の現在検討して
いる内容等に照らし,
気中降下火砕物濃度の推定ないしこれを踏まえた影響評価につ
いては,保安規定変更認可申請により基本的に対処されるべきものであって,そのことに何ら不合理な点は認められない。
これに対し,原告らは,平成29年改正後の火山影響評価ガイドの記述を挙げ,原子力規制委員会による本件設置変更許可について,本来審査・判断されるべき気中降
下火砕物濃度の妥当性やそれによる施設の健全性の審査・判断がなされていないなどと主張するが,そもそも,火山影響評価ガイドは,火山影響評価の妥当性を審査官が判断する際の参考とすることを目的として作成されたものであり,その記述から直ちに,原子炉設置変更許可ないし保安規定変更認可のいずれにより,原子力規制委員会の判断がなされるべき事項であるかなどが明らかになることはない。
以上のとおりであるから,独自の見解を述べる原告らの主張には理由はない。2争点6-2
(気中降下火砕物濃度の推定手法についての火山影響評価ガイドの規定の合理性)について
(原告らの主張)
⑴火山影響評価ガイドが定める気中降下火砕物濃度の推定手法は,いずれも不確実性が大きいこと
平成29年改正後の火山影響評価ガイドは,
気中降下火砕物濃度について,
3.1降灰継続時間を仮定して降灰量から気中降下火砕物濃度を推定する手法(以下
3.1の手法という。
)及び3.2数値シミュレーションにより気中降下火砕物濃度を推定する手法(以下3.2の手法という。
)のいずれかで推定すれば足りると
し,その理由として,3.1の手法では,
降下火砕物の粒径の大小に関わらず同時に降灰が起こると仮定していること,粒子の凝集を考慮しないこと等から3.,
2の手
法では,
原子力発電所への影響が大きい観測値に基づく気象条件を設定していること等からいずれの推定値も実際の降灰現象と比較して保守的な値となっている,
としているが,どの程度保守性を有するかは定量化されていない。さらに,3.1の手法及び3.2の手法は,いずれも再飛散現象(一度地表面に沈
着したテフラ(火山噴火によって放出される砕屑物を意味し,軽石,火山灰,火砕流堆積物等をいう。が,

強風によって舞い上がり再び大気中を浮遊する現象で,
煙霧,
黄砂,風塵,砂塵嵐などと同様の大気塵象である。
)を考慮していないが,これによれ
ば,気中濃度が大きくなる可能性がある。
そして,平成29年改正後の火山影響評価ガイド自体が,気中降下火砕物濃度の推
定手法について,
降下火砕物の推定に必要な実測値(観測値)や理論的モデルは大きな不確実さを含んでおり,基準地震動や基準津波のようにハザード・レベルを設定することは困難であると認めている。⑵3.1の手法の不合理性
アTephra2の不確実性等

3.1の手法における層厚想定や濃度推定にTephra2というシミュレーション解析ソフトが用いられる。Tephra2とは,移流拡散モデルを基にして作成された降下火山灰のシミュレーションコード(オープンコード)である。移流拡散モデルとは,風による移動(移流)と,空中で勝手に拡がる現象(拡散)を盛り込んで作られたモデルをいう。
Tephra2の移流拡散モデルは,実現象を相当単純化したものであり,例えば,移流については,現実の風は渦を巻いたり蛇行したりするが,同モデルでは風向きと風速は各高度範囲で一定と仮定され,複雑な動きを盛り込むことはできない,また,拡散については,水平方向だけしか考慮しておらず,垂直方向の再現はできないなど,実際の三次元の大気場での噴煙の拡散を再現するといったことはできない。神奈川県温泉地学研究所主任研究員の萬年一剛氏(以下萬年氏という。
)も,100kmのオ

ーダー以下の場合やラピリサイズの粒子(直径2~64mmの火山岩片)が堆積している範囲ではTephra2に一定の実用性を認めるが,本件発電所は100km以遠の細かな粒子の降灰が問題となるのであるから,Tephra2は,これに適さず,少なくとも大きな不確実さを有するとみるべきである。
また,Tephra2は,現在の通説的見解というべき重力流モデル(噴煙の際の粒子の
落下は,噴煙柱からではなく傘型領域から起きると考えるモデル)ではなく,垂直に上昇する噴煙柱から粒子が離脱して落下すると考えるモデルであることに起因して,噴出物の分布から初期パラメータを求めるというインバージョン的利用については,大きい噴火の噴煙高さに関して精度がほとんどないなどの問題点があり,この点からも不確実さを有する。

イ降灰時間の設定も保守的でないこと
3.1の手法において,原子力発電所敷地での降灰継続時間を合理的に説明できない場合は,降灰継続時間を24時間と仮定することとされているが,これは平均値にすぎず,倍半分のばらつきがあることを石渡明原子力規制委員会委員も認めており,原子力規制庁が示した試算でも,降灰継続時間が12時間になると,24時間の場合
よりも1.5倍~2倍近く濃度が高くなるのであり,大きな不定性をカバーする程に保守的とは評価できない。
⑶小括
以上からすれば,
火山影響評価ガイドの挙げる保守性は定量化されたものではない
ため,
Tephra2の推定方法の不定性や再飛散の問題等を補い得るだけの保守性があるかは明らかでなく,3.1の手法及び3.2の手法のいずれも保守的な値になっているとは限らないのであるから,少なくともいずれの手法による評価も行った上で,保守的な方を採用するべきであって,火山影響評価ガイドは,3.1の手法と3.2の手法のいずれかで足りるとしている点で不合理である。
そして,原告らが知る限り,本件発電所を含め全ての原子力発電所において,3.1の手法が採用されているが,仮に3.1の手法と3.2の手法のいずれか保守的な
方とすれば,降下火砕物検討チームの第2回会合で示された気中降下火砕物濃度の推定の考え方(案)(追記版)によれば,堆積量15cmという前提で,降灰継続時間を24時間とした場合,3.1の手法のときの平均濃度は2~4g/m3とされているのに対し,3.2の手法のときは4~5g/m3とされており,後者の手法の方が保守的となる可能性があることから,3.1の手法を採用した本件発電所は安全で
ないことになる。
これに対し,被告は,平成29年実用炉規則等改正が学識経験者も参加してなされたと主張するが,降下火砕物検討チームにおいては,①観測値の外挿により推定する手法,②降灰継続時間を仮定して堆積量から推定する手法(3.1の手法に相当),③
数値シミュレーションにより推定する手法(3.2の手法に相当)が検討され,上記
①~③の手法はいずれも大きな不確実さを含んでいるとした上で,①の手法は用いることが難しく,
②~③の手法による推定値を考慮することが指摘されていたのであり,学識経験者も,
②の手法と③の手法のいずれか一方で良いなどとは述べていなかったにもかかわらず,平成29年改正後の火山影響評価ガイドは,3.1の手法と3.2の手法のいずれか一方を考慮すれば足りるとして非保守的な方向に修正されたので
あり,学識経験者の知見を踏まえたものとはいえない。
また,被告は,代替電源設備による機能維持対策及び全交流電源喪失時の対策がされていることなどから非常用ディーゼル発電機が機能喪失しても問題ないかのように主張しているが,制御の困難性,事故に至る機序を予測することの困難性,事故時の被害の特異性を前提とした後段否定の考え方(後段の安全確保策を理由に前段の安全確保策を軽視してはならない。
)を旨とする深層防護の観点から妥当でない上,大
量の降灰により非常用ディーゼル発電機が機能喪失するような事態において,上記対策に用いる動力が健全である保証はなく,弁操作などの手動による制御が奏功する補償もないことは前記1(争点6-1)に係る原告らの主張と同様である。(被告の主張)
⑴降下火砕物の特質等を踏まえるべきであること

平成29年実用炉規則等改正に当たり,降下火砕物検討チームは,降下火砕物について,地震,津波等の比較的多くの実測データが得られる他の自然現象とは異なり,濃度の観測値が十分に得られていないことから,モデルの検証が十分にされておらず,自然現象に関して想定する基準として理論的評価に基づくものを設定することは困難であるなど不確実さはあるが,
それでもなお,
安全確保に資する一つの手段として,

現在の火山影響評価ガイドにおいても採用されている二つの推定手法のいずれかを用いて,
フィルタ交換等による安全施設の機能維持が可能かどうかの評価を求めることとするという考えを示し,原子力規制委員会は,この検討内容を実用炉規則に反映している。
平成29年実用炉規則等改正に関して原子力規制委員会から保安規定変更認可を受けた他の原子力発電所に沿って本件発電所も対応を講ずるとすれば,非常用
ディーゼル発電機の外気取入口に設置したフィルタの交換等により,設定した気中降下火砕物濃度について2系統の非常用交流動力電源の機能維持が可能であることを確認することとなる。また,設定する気中降下火砕物濃度を上回る火山灰が到達する場合においてもフィルタが閉塞するまでには一定の時間余裕があるため,直ちに安全機能が失われることはない。

他方で,
上記対応にもかかわらずフィルタが閉塞した場合のその後の原子力発電所の安全機能の影響を検討してみれば,非常用ディーゼル発電機の機能喪失を仮定しても,他の施設による安全上重要な機能の確保を十分に期待することができるなど,そもそも降下火砕物に対する原子力発電所の安全性を確保する上で,その手段が非常用ディーゼル発電機のフィルタ交換等に限られるものではない。
実際,降下火砕物検討チーム及び原子力規制委員会においては,こうした観点からの検討が併せてされている。すなわち,フィルタ交換等が奏功せず,非常用ディーゼル発電機の機能を期待することができなくなり,かつ,外部電源を喪失する場合を仮定したとしても,
これに起因して生ずる可能性のある全交流動力電源喪失については,新規制基準における炉心の著しい損傷を防ぐための対策に係る設計要求事項として既に考慮されていることなどから,非常用ディーゼル発電機の機能を前提としない安
全確保対策が検討できるところ,降下火砕物検討チームは,降下火砕物に係る規制上の要求事項として,上記で述べた非常用電源設備の機能維持に加えて,代替電源設備(重大事故等対処施設)の機能維持及び全交流動力電源喪失等への対策を挙げ,原子力規制委員会は,これら後二者に係る検討内容を実用炉規則に反映している。以上のとおり,降下火砕物に対しては,非常用ディーゼル発電機のフィルタ交換等
が奏功するか否かにかかわらず,手順ないし体制等の運用面を整備しつつ,新規制基準を踏まえた事故防止に係る安全確保対策の強化を講ずることにより安全性を確保することができることから,
学識経験者の参加の下でされた平成29年実用炉規則等
改正の下では,
降下火砕物濃度を踏まえた各般の異なる内容の対策を複数求めるとしているのであって,その要求事項は,もとより現在の科学技術水準を踏まえた合理的
なものである。
火山影響評価ガイドの内容が不合理であるとする原告らの上記主張は,こうした降下火砕物の原子力発電所の安全性の観点からみた特質を何ら考慮することなく,気中降下火砕物濃度の推定値のみに依拠するものであって,そもそも前提を欠き理由がない。
⑵3.1の手法について

アTephra2を用いた気中降下火砕物濃度の推定手法は合理的であること原告らは,
被告が降下火砕物の層厚を総合的に検討するに当たり用いたTephra2について,主として,萬年氏の著した文献の記述の一部を挙げるなどして,その不定性に照らし,
保守性を適切に考慮した影響評価を行うことができないかのように主張する。
しかしながら,
そもそも,
原告らがその主張の根拠とする当該文献は,
これまで見てきたように,Tephra2は噴出物の移流拡散を単純化しているとはいえ,合理的にモデル化したコードである等とあるように,全体としてみれば,Tephra2の計算コードとしての合理性を説くものであることは明らかである。特に,原告らの挙げる移流に関する記述に関しては,広域的な降下火砕物の分布を評価するのではなく,特定の原子力発電所の立地する敷地での影響評価を行う上では,当該敷地に与える影響が大
きくなるよう,風速ないし風向を設定すれば足り,当該記述によって火山影響評価ガイドの合理性が否定されるべき根拠はない。
そのほかの原告らの挙げる傘型領域からの落下,
再飛散,
凝集等については,
地震,
津波等といった他の自然現象とは異なり観測値が十分に得られていない降下火砕物において,
Tephra2を含む各種計算プログラムの今後の更なる研究対象に当たる事項
が少なくないと思われるが,いずれにせよ,上記のように,Tephra2が相応の合理性を有すること,
Tephra2を用いて敷地に与える影響が大きくなるよう風向等の設定に配慮して評価を行うことができること,原子力発電所においてはそもそも全交流動力電源喪失に係る対策が講じられることなどに照らせば,原告らの挙げる各点によって,施設・設備面での設計上の対策だけでなく運用面での対策を含めて全体として対応す
ることが可能であるとの降下火砕物の特性を踏まえた原子力規制委員会の採る規制上の考え方の合理性が否定されることはない。
したがって,原告らの主張には理由がない。
イ降灰時間の設定は合理的であること
原告らは,火山影響評価ガイドは,
3.1の手法において,降灰継続時間は,合

理的に説明できない限り24時間と仮定して計算することを前提としているが,大きな不定性がカバーする程に保守的とは評価できないと主張する。
しかしながら,原子力規制委員会は,降下火砕物検討チームの検討を受けて,過去のプリニー式噴火における噴火パラメータを取りまとめた文献を参考に,VEI5~6規模の噴火継続時間を24時間と設定しているところ,これは,その間に途切れることなく毎秒,1m3当たりに含まれる降下火砕物の全てがフィルタの面積に応じて付着するとの想定を求めるものであって,その内容に不合理な点はない。むしろ,
火山影響評価ガイドを踏まえて降灰継続時間を24時間に設定したとしても,フィルタの性能に照らし,これが閉塞するまでに余裕をもって交換等ができるよう人員等を整備することは可能である上,気中降下火砕物濃度について2系統の非常用交流動力電源の機能維持が可能であることを確認できれば,設定した気中降下火砕
物濃度の約2倍の濃度に対応できることが見込まれるのであって,合理的なものである。さらに,全交流動力電源喪失に係る対策が講じられることも既に述べたとおりである。
したがって,降灰継続時間を24時間とすること自体が不合理とはいえず,原告らの主張には理由がない。

⑶小括
原告らは,火山影響評価ガイドについて,
3.1の手法と3.2の手法のい
ずれか一方だけを用いて推定すれば足りることとされている点で不合理であるとも主張するが,その主張に理由はない。
すなわち,降下火砕物検討チームにおいて検討されているとおり,三次元の大気拡
散シミュレーションモデルであるFALL3Dについては,単純化された移流拡散モデルであるTephra2とは異なり,Tephra2と比べてより多くのパラメータの入力を要し,
観測値が十分に得られていない中でこれら各パラメータを適切に入力することは技術的に一層容易でない。他方で,多くのパラメータを適切に入力するなどしてFALL3Dを用いた評価を合理的に行うことができるのであれば,単純化されたモデル

であるTephra2を用いた評価を重ねて求めずとも良いと考えられる。これらのことからすれば,
3.1の手法及び3.2の手法をともに行わなければならないと
する合理的根拠はない。
3争点6-3(被告による気中降下火砕物濃度の評価)について
(原告らの主張)
被告は,火山灰の密度を0.8g/cm3,設定層厚を50cmとし,1m2当たりの総降灰量を求め,降灰継続時間を24時間としてTephra2によるシミュレーションで算出された粒径分布を用いて各粒径ごとの降灰量,堆積速度,終端速度を求め,終端速度を用いて粒径ごとの気中濃度を算出し,算出された粒径ごとの気中濃度を合計し3.5g/m3としている。
被告の気中降下火砕物濃度の設定は,以下の点から,過小評価であり,原子力規制
委員会による新規制基準適合判断ないし被告の基準適合評価は不合理である。⑴火山灰密度が保守的でないこと
被告は,気中降下火砕物濃度の推定に当たり,火山灰の密度を0.8g/cm3と設定しているが,
内閣府の大規模噴火時の広域降灰対策検討ワーキンググループが作成した火山灰の特徴についてによれば,火山灰の密度は,研究者によって,乾燥
状態で0.5~1.5g/cm3程度と幅があり,それ以上の濃度にならないという上限を画するための推定としては保守性が足りない。
⑵シミュレーションに用いた粒径分布が実際のものとは異なること被告が濃度推定の計算に用いた粒径分布は,
Tephra2による粒径分布の計算値であ
るが,
赤城鹿沼テフラの本件敷地内における粒径分布の実測値に基づき気中濃度を計
算すると,3.23~5.11g/m3となり得る。また,本件発電所周辺の大洗研究開発センター敷地内における粒径分布の実測値に基づき気中濃度を計算すると,5.25~5.6g/m3となり得る。なお,実測値の粒径分布でさえ,風化等により粒径の小さい粒子は検出されないこともあるから,実現象は更に粒径の小さい粒子がある可能性もある。

被告が濃度推定に用いたTephra2による粒径分布の計算値は,本件敷地やその周辺の大洗研究開発センターでの実測値よりも粒径が大きい粒子に偏った粒径分布となっており(中央粒径が大きくなっている。,軽くて小さい粒子程遠くまで届くとい)
う経験則に照らして不合理である。
そうすると,被告の採用したシミュレーション値は,実現象どころか,実測値と比較しても粒径の大きな粒子の割合が大きいパラメータとなっており,粒径の大きな物ほど早く落下するため,大気中に留まっている時間が短くなり,気中濃度が小さくなるという経験則に照らして,気中濃度が過小評価となっている。
なお,上記のように濃度計算について実測値を用いることに対しては,シミュレーションとの連続性・整合性を保つため,そこで得られた粒径分布を用いるべきとの反論も予想されるが,被告も検討に用いた山元(2013)で敷地周辺の層厚とされた
16~32cmのうち32cm,火山灰密度を2g/cm3(独立行政法人産業技術総合研究所の須藤茂などによれば,火山灰の密度はおよそ1g/cm3であり,地質時代(歴史時代以前の時代)の火山灰層は,厚さが半分になるので,密度はおよそ2g/cm3になるとされる。,降灰継続時間24時間として,本件敷地の粒径分布を)
用いて濃度の試算(シミュレーション)をしても,気中濃度は8.17g/m3とな
り,被告の想定を大幅に上回る気中濃度になる。
したがって,
被告がシミュレーションの粒径分布を用いて気中濃度を推定したことは,不合理である。
⑶気中濃度の評価が過小であること
被告は,本件設置変更許可申請の際,米国セントヘレンズ火山で発生した火山噴火
(1980年5月)
地点から約135km離れた場所における大気中の火山灰濃度が
1日平均0.03g/m3であるとして,これを基準に,本件発電所につき赤城山の噴火による最大層厚が50cmと評価して影響評価を行った後,平成30年4月,平成29年火山影響評価ガイドへの改定に伴い,気中濃度の想定を100倍の3.5g/m3に引き上げ,これに対する具体的な対応は保安規定変更認可までに行うとして
本件設置変更許可を取得した。
しかし,上記の3.5g/m3という気中濃度推定値は,以下の理由から,大幅な過小評価というべきである。
①まず,被告は,50cmもの想定降灰に対して,3.5g/m3の濃度にしかならないとしているが,
原子力規制庁が平成29年の火山影響評価ガイド改正の検討に
おいて示した堆積量からの推定手法による試算では,想定層厚15cmに対し,気中降下火砕物濃度は2~7g/m3
(降灰継続時間12時間,
24時間)
とされており,
数値シミュレーションによる推定手法による試算では,想定層厚15cmに対し,気中濃度は3~5g/m3とされている。
そして,
同じ時間内に降下する火砕物の量が多くなればなるほど気中濃度は大きくなるという一般経験則ないし初歩的な科学的経験則(以下経験則①という。)

に照らして,降下火砕物の量は,層厚の大きさとおおむね比例関係になるから,仮に上記の規制庁の試算の中間値である4g/m3を前提にすれば,設定層厚50cmに対する気中濃度は単純比例計算で13.3g/m3(気中濃度4g/m3÷想定層厚15cm×被告の想定層厚50cm)と被告の想定の4倍弱となり,保守的に最大値7g/m3を用いれば,気中濃度は23.3g/m3(気中濃度7g/m3÷想定層厚1
5cm×被告の想定層厚50cm)となる可能性が否定できない。②また,他の原子力発電所では,例えば,伊方発電所3号機では,設計層厚15cmに対して,濃度は約3.1g/m3とされている(経験則①に照らして単純比例計算すれば層厚50cmの場合は10.3g/m3になる。。玄海原子力発電所3,4)
号機では,設計層厚が10cmに対し,濃度が約3.8g/m3とされている(同様
に単純比例計算すれば層厚50cmの場合は19g/m3になる。)ほか,設計層厚が
10cmの美浜原子力発電所や高浜原子力発電所,大飯原子力発電所については,想定濃度は約1.4ないし1.8g/m3程度とされているし,設計層厚が15cmの川内原子力発電所1,2号機も,想定濃度は,伊方発電所とほぼ同じ約3.3g/m3
とされている(いずれも降下火砕物の影響評価に関する検討チームの検討の際
に示された降灰時間24時間と仮定した場合の参考濃度ではあるが,実際の評価もおおむねこれに基づいてなされている。。

本件発電所は,
降灰時間を同じ24時間と仮定した上で設計層厚50cmと他の原子力発電所よりも突出して高いのに対し,気中濃度は3.5g/m3にとどまっており,
他の原子力発電所における濃度想定と比較して突出して小さいということがいえる。
なお,
被告は,
本件発電所と他の原子力発電所とは条件設定が異なると弁解するが,経験則①が存在する以上,非安全側の例外を認めることは,よほど確実な根拠に基づくものでない限り許されない。
⑷気中濃度の評価が過小であることの影響
気中降下火砕物濃度の想定が過小評価で実際の気中降下火砕物濃度に対応できな
い場合には,非常用ディーゼル発電機の呼気フィルタの目詰まり,同発電機内部での閉塞・摩耗による機能喪失,電装系やコンピュータへの付着による故障などが考えられる。
呼気フィルタの目詰まりについては,被告は,当初,セントヘレンズの噴火のヤキマ観測値(0.03g/m3)を前提に目詰まりを起こすまでの時間を7.14時間
と試算していたが,仮にその400倍の13.3g/m3となれば,約1分で目詰まりを起こすことになり,約3時間(これ自体机上の計算であり,実際はその時間内に交換が可能かどうかも疑わしい。
)とされるフィルタ交換時間には到底間に合わない。
なお,
被告は非常用ディーゼル発電機の吸入口にダクトを接続して着脱式改良型フィルタ(案)の検討をすすめている旨を原子力規制委員会に示したが,そこにはフィル
タ閉塞までの時間,フィルタ交換可能時間などは一切記載されておらず,安全が確保されているとはいえない。
また,被告は,吸気口及び排気管は降下火砕物が侵入し難い構造であり,また,吸気口はフィルタにより降下火砕物が捕集されるから,非常用ディーゼル発電機内部の閉塞は起こらないと評価しているが,粒径の小さい浮遊性粒子については,たとえ吸
気口が下向き構造となっていたとしても,相当量が吸い込まれて非常用ディーゼル発電機の機関内に侵入する可能性は十分存在しており,機関内に侵入した降下火砕物は,シリンダー等の溝に詰まり,閉塞を起こす可能性が高い。
さらに,火山灰対策として,非常用ディーゼル発電機のフィルタの前に着脱式改良型フィルタを付けるとの案を出しているが,これがどの程度の実効性を有するのか等については,保安規定変更認可に関する審査に後回しにされ,安全の確認がなされていない。
現実的にも火山灰が降下する中での交換作業が間に合わない可能性が否定できない。
また,気中降下火砕物濃度が過小評価である場合は,非常用ディーゼル発電機のみならず,取水設備の機能維持,中央制御室等の居住環境維持や発電所内の電気系統や計装制御系の機能維持についても十分な検討,確認がなされていないことになり,適
合性判断ないし被告の基準適合評価に過誤,欠落があるというべきである。(被告の主張)
原告らは,本件設置変更許可申請における被告の審査資料である参考資料―17気中降下火砕物対策に係る検討について(以下本件参考資料という。
)に記述さ
れている気中降下火砕物濃度(3.5g/m3)を挙げて,火山灰の密度が過小であ
る,
本件発電所の敷地における赤城鹿沼テフラの土質試験の結果から得られる粒径分布等と異なり,粒径の大きい粒子が不自然,不合理に大きいなどとして,原子力規制委員会の適合性判断が不合理であると主張する。
しかしながら,そもそも,本件発電所において,平成29年実用炉規則等改正後の気中降下火砕物濃度の推定
を用いた影響評価及びこれを踏まえた安全確保対策の

具体的内容は,現時点において定まっておらず,本件参考資料にある気中降下火砕物濃度の値について原子力規制委員会の適合性判断がされたこともないから,原告らの主張は失当であるが,念のため,本件参考資料の気中降下火砕物濃度について,以下のとおり原告らの主張に対する反論を述べておく。
⑴火山灰密度について

原告らは,大規模噴火時の広域降灰対策検討ワーキンググループの作成した火山灰の特徴についてにある火山灰の密度と題する表を挙げて,同表の須藤(2004)に,
1程度という記述があることから,本件参考資料にある降下火砕物密度として0.8g/cm3との値が過小であるかのようにも主張するが,そもそも,須藤(2004)を含む同表にある各値は,広く一般的に火山灰の性状を記述したものであって,特定の地点において詳細な調査が行われている場合に,その妥当性を否定するような趣旨のものではない。そして,赤城鹿沼テフラの密度については,敷地内での密度試験結果の乾燥密度の最大値が0.5g/cm3であること,文献において複数地点で確認された乾燥密度の最大値が0.378g/cm3であることを確認した上で,本件敷地に与える影響が大きくなるよう,降下火砕物密度として0.8g/cm3と設定しているのであって,一般的な火山灰の性状を述べる文献を根拠として
行う原告らの主張に理由はない。
⑵粒径分布について

赤城山は本件発電所の敷地からの距離が約127kmと離隔した位置にある
中で,同位置を給源として噴出される火砕物のうち小さな粒径の粒子については,大きな粒径の粒子に比して,地表に到達するまでに拡散等の影響を強く受けるところ,被告は,
こうした噴出時の火砕物の粒径分布が敷地に与える影響について検討を行っている。
具体的には,被告は,Tephra2の解析条件の一つである噴出時の火砕物の粒径分布について,中央値を1/23mm(約0.04mm)とするものと,0.5mmとするものとをそれぞれ設定する解析を行った結果,敷地における層厚として,前者では
7.5cm,後者では15cmであるなど,粒径の大きい後者の方が敷地における層厚が大きくなることなどを確認し,解析評価について,いずれも,中央値を0.5mmとする粒径分布を用いている。このように,相対的に粒径の大きな粒子の割合を大きくする粒径分布を用い,かつ,本件発電所の敷地の方向に向かう風を考慮するなどの条件設定の下で,最も敷地における層厚が大きいケースで約49cmとなる。
他方で,原告らの挙げる本件参考資料においては,本件発電所の敷地での気中降下火砕物濃度を算出するに当たっての必要な粒径分布として,中央値を0.5mmとする上記の噴出時の粒径分布ではなく,Tephra2を用いた解析の結果として得られた,当該粒径分布から成る火砕物が敷地の地表に到達した際の粒径分布を記述している。無論,火砕物は,噴出後に,移流と拡散を伴いながら敷地に到達するので,噴出時の粒径分布のまま敷地に到達することはなく,被告の行った解析結果をみても,噴出時の粒径分布の中央値が0.5mmであるのに対して,敷地の地表に到達する際のそれは0.
5~1mmであるように,
粒径の大きな粒子の方が敷地に到達する割合が多い。
このように,被告はTephra2を用いて敷地における堆積厚さが約49cmとなるシミュレーションを行うに当たり,中央値を0.5mmとする上記の粒径分布を設定し,これが敷地に到達する際の粒径分布を本件参考資料に記述している。
イ以上を踏まえて,原告らの主張をみれば,まず,本件発電所の敷地における土質試験の結果から得られる赤城鹿沼テフラの粒径分布,あるいは,大洗研究開発センターにおける同試験の結果から得られるそれは,いずれも,本件参考資料において示した粒径分布よりも小さいものであるが,このことが,原告らの行う試算結果の合理性を根拠づけるものではない。

すなわち,原告らの主張は,本件参考資料にある被告の設定した総降灰量と同じ値を用いつつ,粒径分布は原告らの挙げる上記各粒径分布に代えて,気中降下火砕物濃度を求めるとの独自の計算によるものであるが,本件参考資料にある総降灰量及び敷地の地表に到達する際の粒径分布は,いずれも被告の行ったTephra2の解析評価に基づき得られる値として一体であり,これらのうち一方のみを変更すれば合理性が失
われることは当然である。仮に,本件発電所の敷地の地表に到達する際の粒径分布を小さくするとの検討を行うのであれば,これに伴い,噴出時の粒径分布もまた小さくすることとなると考えられるが,
この場合,
中央値を1/23mm
(約0.
04mm)
とする粒径分布を用いて行った被告の検討の結果から示唆されるとおり,敷地への総降灰量自体が減ることとなるのであって,本件参考資料にある総降灰量と同じ値を用
いる原告らの試算は不合理である。
原告らの挙げる,
降下火砕物検討チームで用いられた資料にある樽前山起源の火山
噴出物の粒径分布や,噴出時からの風化等の影響を挙げて述べる内容についても,本件発電所の敷地の地表に到達する際の粒径分布について,本件参考資料よりも小さくすべきとする主張の要点は同じであり,原告らの上記の試算の合理性が根拠づけられないことに変わりはない。
原告らの挙げる山元(2013)の実測値を前提としたとする試算をみても,本件発電所の敷地における土質試験の結果から得られる赤城鹿沼テフラの粒径分布を用いていること,この粒径分布をもたらす噴出時の粒径分布が示されていない点では,上記各試算と同じである。加えて,地質時代の火山灰層は厚さが半分になるので,密度について,須藤(2004)にある1程度を2倍した値を用いている点も,試
算において層厚を32cmと設定しながら,なにゆえ厚さが半分とされることによって密度が2倍とされるのか理解できず,いずれにせよ,密度が2倍となるとの立論の根拠は何ら示されていない。加えて,①山元(2013)によれば,本件発電所の敷地は16cmの等層厚線と32cmのそれとの間に位置するが,明確に16cmの等層厚線の方に近い位置にあり,
実際,
敷地に最も近い観測点では16cmにあること,

②敷地及び敷地近傍において確認された最大の層厚は20cmであること,③赤城鹿沼テフラをもたらした噴火規模と同規模の他の火山の噴火における降下火砕物の分布事例について整理した結果によれば,赤城山と本件発電所の敷地との距離(約127km)
における層厚は,
最も厚いものでも約23cmであることなどから,(2
山元
013)により直ちに,設定すべき層厚として32cmが導かれるものではないこと
を指摘しておく。
なお,
本件発電所の敷地における土質試験等の結果を根拠とする原告らの上記主張に関し,
気中降下火砕物濃度の推定を行うに当たって必要な諸条件を各種試験により確認されている敷地における赤城鹿沼テフラの性状によるものに揃えるべく,層厚として敷地及び敷地近傍において確認された最大の同テフラの層厚である20cmを,
密度として敷地内での同テフラの密度試験結果の乾燥密度の最大値である0.5g/cm3を,粒径分布として本件発電所の敷地における同テフラの土質試験の結果をそれぞれ採用した場合,その気中降下火砕物濃度の推定値は0.8g/m3~1.3g/m3であり,本件参考資料に記述されている3.5g/m3よりも小さい値が得られることとなる。
⑶気中濃度の評価について
被告は,
赤城鹿沼テフラについての本件発電所の敷地又は敷地周辺における降下火砕物の分布状況,
赤城鹿沼テフラの給源火山である赤城山を対象とする降下火砕物シミュレ-ションによる解析結果及び赤城鹿沼テフラをもたらした噴火規模と同規模の他の火山の噴火における降下火砕物の分布事例を総合的に判断し,同発電所において設計上考慮する降下火砕物の層厚を50cmと設定している。

その際,降下火砕物シミュレーションについては,平成29年火山影響評価ガイド上,
原子力発電所内及びその周辺敷地において降下火砕物の堆積が観測されない場合に降灰量を設定する方法の一つとして挙げられているように,本件発電所のような降下火砕物の堆積を調査により確認している場合に直ちに実施が求められてはいないが(同ガイド6.1⑶解説16)
,被告は,降下火砕物シミュレーションコードで

あるTephra2を用いて解析を行っている。
具体的には,本件発電所の敷地及び敷地周辺の赤城鹿沼テフラの分布について,10~40cmの等層厚線上に位置することを示す文献があることなどを踏まえ,現在の気象条件のデータを用いつつ,
Tephra2に設定されている一般的な条件とは異なり,
粒径の大きい降下火砕物の割合が大きくなるよう設定し,この設定の下で,文献調査
の結果である降下火砕物の分布状況に沿う結果を再現できることを確認した。その上で更に,
過去の風向及び風速データの月別の平年値のうち最も敷地に堆積しやすい時期とみられる2月の風向及び風速の平年値データを基本としつつ,噴煙柱高度,風速及び風向について,
敷地に与える影響が大きくなるよう不確かさを考慮した解析を行
った。この解析結果のうちの最大となるケースは,風向について観測データより給源
火山から敷地方向に向かう風を抽出して行った場合であり,敷地における最大層厚は約49cmである。
そして,被告は,現時点において,火山影響評価ガイドの添付1物濃度の推定手法についての3.1気中降下火砕降灰継続時間を仮定して降灰量から気中降下火砕物濃度を推定する手法に従い,24時間にわたり降灰が継続して設計上考慮する層厚である50cmに至るとして,その場合の気中降下火砕物濃度を3.5g/m3と推定した。この推定に当たり設定した粒径分布の条件は,層厚49cmを得た上記シミュレーションで用いた条件(粒径の大きい降下火砕物の割合を大きくするなどの条件)と同じである。
以上のとおりであるから,被告は,本件発電所における気中降下火砕物濃度について,
本件発電所の置かれた環境に応じて粒径分布等の条件を設定しているのであって,
原告らの主張する他の原子力発電所(四国電力株式会社伊方発電所3号機及び九州電力株式会社玄海原子力発電所3,4号機)とは条件設定が異なる。それゆえ,原告らが述べるような,
他の原子力発電所の設定した層厚と本件発電所において設定した層厚との比率が,
気中降下火砕物濃度との関係においても成り立つといったことはなく,原告らの主張には理由がない。

⑷気中濃度対応
外気取入口からの火山灰の侵入に伴い非常用ディーゼル発電機の損傷等による系統・機器の機能喪失に係る対応について述べれば,①設定した気中降下火砕物濃度について2系統の非常用交流動力電源の機能維持を確保するための非常用ディーゼル発電機の外気取入口に設置したフィルタの交換等,②設定した気中降下火砕物濃度の
下での代替電源設備等の機能維持に係る対策,③気中降下火砕物濃度の2倍の濃度の想定の下での全交流動力電源の喪失を想定した対策を運用面も含め整備することにより,十分に安全性を確保することができるが,いずれも保安規定変更認可申請に係るものである。
第7

争点7(事故防止に係る安全確保対策及びその実効性を確保するための対応)
について
1争点7-1(内部火災対策)について
(原告らの主張)


火災防護審査基準が安全系ケーブルに限り難燃ケーブルの使用を要求してい
ることが不合理であること
設置許可基準規則8条1項は,火災による損傷の防止として,

設計基準対象施設は,火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう,火災の発生を防止することができ,…火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。

と定め,
これを受けた同規則の解釈8条2項は,
別途定める『実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準』に適合するものであることを求めている。そして,
実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準
(以下火災防護審査基準という。
)は,2.1.2において,
安全機能を有する構築物,系統及び機器
に限って,
不燃性材料又は難燃性材料を使用した設計であることを求め,
同⑶において,
ケーブルは難燃ケーブルを使用すること
と規定している
(ただし,
当該構築物,系統及び機器の材料が,不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの(以下代替材料という。
)である場合は,例外を認めている。。


しかし,
防火という観点からケーブルの延焼性が問題とされてきたことからすると,
安全機能を有する構築物,系統及び機器
(以下安全系という。
)のケーブ
ルであろうが,安全系以外(以下非安全系という。
)のケーブルであろうが,一旦
ケーブルが発火すると,原子炉建屋内に広く延焼する原因となり得るのであるから,非安全系も含め全てのケーブルを難燃化すべきであるにもかかわらず,非安全系のケ
ーブルに難燃ケーブルを要求しない火災防護審査基準は,基準として不合理である。以上の点については,
①1975年3月22日米国ブラウンズフェリー発電所において発生した火災で,
格納容器貫通部の漏えい検査の際に用いていた蝋燭の火が貫通
部のシール材(ポリウレタン)に引火し,ケーブル分配室と原子炉建屋の2箇所で火災となり,数多くのケーブルが焼損し安全設備や機能が影響を受け,一時は炉心冷却
系が不十分な状態になるなど,深刻な事態となった例や,②本件発電所の新規制基準適合性に係る審査会合において,原子力規制庁の審議官が,安全機能がない機器に接続されるケーブルであっても,
それが安全上必要な設備に影響を及ぼす場合について
は対策を講じる必要がある旨を指摘している点からも明らかである。なお,我が国では,上記ブラウンズフェリー発電所事故を契機として,昭和55年(1980年)11月6日,
発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針
(以下旧火災防護審査指針という。
)が定められたという経緯がある。
さらに,本件発電所では,外部電源を構成する(275kVの)回線と起動変圧器とを接続する領域にOF(Oil-Filled)ケーブル(高圧電力を送るためのもので,通電する銅製の導体の内側に絶縁のための油が流れるパイプがあり,電線の外側には油を染み込ませた紙が何重にも巻かれ,漏電を防ぐ構造となっている。)が用いられて

いる。この点,東京電力パワーグリッド株式会社の地下送電設備において平成28年10月12日に発生したケーブル火災事故の原因は,OFケーブルを35年以上(ケーブルの一般的耐用年数は30年である。
)使用したことにあり,本件発電所では敷
設後40年以上が経過しているため,
上記OFケーブルから火災が発生する危険があ
る。仮にOFケーブルから火災が発生すれば,外部交流電源全遮断につながる可能性
があるばかりか,原子炉建屋に波及する可能性もある。
このような観点からも,
非安全系のケーブルも含めて難燃ケーブルとすべきである。
⑵防火シートで覆った複合体は難燃ケーブルの代替材料となり得ず,これを用いることは火災防護審査基準に反し,設置許可基準規則8条に適合しないこと被告は,火災防護審査基準の2.1.2のただし書において,代替材料の使用を認
められていることから,
安全機能を有する機器に使用している非難燃性ケーブルにつ
いては,原則として難燃ケーブルに取り替えるとしつつ,ケーブル取替えに伴い安全上の課題が生じる範囲で,かつ,施工後の状態において,安全上の課題を回避し,基準に適合する代替措置が適用でき,難燃ケーブルと比較した場合,火災リスクの有意な増加がないとの条件を満足する範囲においては,ケーブルの取替えの代替措置とし
て,不燃材の防火シートにより非難燃ケーブル及びケーブルトレイを覆った複合体(以下本件複合体という。
)を代替材料として使用するとしている。
しかし,本件複合体は,以下の点から,難燃ケーブルと同等以上の性能を有するとはいえず,
代替材料には当たらないから,これを代替材料に当たるとして火災防護審査基準に適合するとした原子力規制委員会の適合性判断は不合理である。ア放熱性能が悪化すること
防火シートを巻くことによってケーブルから発生する熱の放出が妨げられるとこ
ろ,放熱性能の悪化は,ケーブルの絶縁物の劣化を早めるほか,許容電流の低減につながるため,流す電流値を低くしなければ異常発熱の原因となり,また,消火が困難となる可能性もあるが,これらの検討はされていない。
イ耐用年数を経過した老朽化ケーブルであることが考慮されていないこと本件発電所の建設時に敷設されたケーブルは,既に40年を経過しており,ケーブ
ルの一般的な耐用年数である10~30年をとうに過ぎている。
被告は,ケーブルの長期間の経年劣化を考慮した評価をした旨主張するが,原子力発電所のケーブル経年劣化評価ガイド
(以下
ACAガイド
という。において,

被告の評価手法である原子力発電所用電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案(以下電気学会推奨案という。
)の加速劣化手法は,必
ずしも実機を正確に模擬できていない可能性があるとされていることや,被告は絶縁低下に関する評価を難燃PNケーブル及び低圧用電気ペネトレーションにしか行っておらず,また,本件発電所の建設時のケーブル敷設作業において,ケーブルシースに3000箇所にわたって発見された摩耗損傷箇所の評価がされていないことなど
から,被告の評価は不十分である。
ウ火災を感知・消火したとしてもケーブルトレイ内のケーブルは機能喪失すること
被告は,
平成29年8月22日に開催された茨城県東海第二発電所安全性ワーキングチーム会合で,一つのケーブルトレイに火災が発生した場合は,そのケーブルトレ
イは全て機能喪失するものの系統分離により安全性を維持できるとの考えを説明しているところ,難燃ケーブルが用いられていれば,トレイ外で発火してケーブルが過熱した場合でもケーブルトレイに入っているケーブルが全て機能喪失することはないから,
本件複合体が難燃ケーブルと同等以上の防火性能を有しているとはいえない。なお,広範囲に火災が発生した場合には,複数系統のケーブルトレイの機能が全て喪失する事態も想定されるから,
系統分離をしたとしても複合体の形成という方法それ
自体が安全対策として不十分というべきである。
(被告の主張)
⑴火災防護審査基準の合理性
原子力発電所における内部火災対策は,火災の発生を防止する,仮に火災が発生したとしても火災を感知し消火する,
火災の影響を軽減するとの対策から成り,
この際,

安全機能の重要度や設備の設置場所に応じて,耐火壁によって囲まれ他の区域と分離されている区域である火災区域と,
火災区域を細分化したものであって,耐火
壁,離隔距離,固定式消火設備等により分離された火災防護上の区画である火災区画とをそれぞれ設定し,
これらの火災区域及び火災区画に対して,
火災の発生防止,
火災の感知及び消火並びに火災の影響軽減のそれぞれを考慮することを主な内容と
するものである。原告らの挙げる火災防護審査基準2.1.2の定めは2.1火災発生防止におけるものであるが,
上記のとおり,
内部火災対策は,
これに限らず,
火災区域火災区画
及び
を考慮しながら講ずる,
火災を感知し消火する対策や,
火災の影響を軽減する対策を含むものであるところ,原告らの主張する非安全系ケーブルの火災の発生による延焼に関しては,
火災防護審査基準2.1⑵において
3.
原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物,系統及び機器は,その相互の系統分離及びこれらに関連する非安全系のケーブルとの系統分離を行うために,火災区画内又は隣接火災区画間の延焼を防止する設計であることが要求事項とされており,消火による対応とともに,延焼による安全機能の喪失を防ぐための系統分離が求められている。

もとより,
安全上の重要度の異なる多種多様な設備から構成されている発電用原子炉施設において,
放射線による公衆に対する影響を防止するとの目的を達成する上で,発電用原子炉施設における個々の設備が安全上有する機能に着目した要求事項を定めること自体に不合理な点はなく,設置許可基準規則12条1項においても安全施設は,その安全機能の重要度に応じて,安全機能が確保されたものでなければならないと定められている。火災防護審査基準もまた,設置許可基準規則8条に定める火災防護の設計方針に基づき,発電用軽水型原子炉施設の火災防護対策に関して,原子炉施設の安全機能確保の観点から考慮すべき事項を定めたものであり,安全機能に着目した要求事項が定められている。原告らの挙げるケーブルはその一つであり,火災発生防止の観点から安全機能に着目した入念な対策を要求しつつ,原告らの主張するような延焼については系統分離等により対処するなどとしたものであって,かかる内
容に不合理な点は認められない。
したがって,
個々の設備が安全上有する機能に着目した火災防護審査基準の内容に不合理な点はなく,原告らの主張には理由がない。
なお,原告らは,平成28年10月に埼玉県新座市野火止付近のOFケーブルに係る火災に伴い東京都の一部地域において停電が発生したことを挙げ,本件発電所に接
続されているOFケーブルが燃え出すようなことになれば,外部交流電源全遮断につながる可能性があるばかりか,
火災が原子炉建屋に波及しないという保証は無いと主
張するが,原告らの挙げる埼玉県で発生した事象は,中心部から順に油通路,導体,絶縁体である油浸絶縁紙等で構成されるOFケーブルにおいて,隙間に油が入り込んだことに起因して生じたものであると分析されているところ,本件発電所においては,
外部電源を構成する275kVの回線と起動変圧器とを接続する領域においてOFケーブルを用いるにとどまり,原子炉建屋を含め,その他の領域においてOFケーブルを用いていない(なお,現状では,154kvの回線と予備変圧器にもOFケーブルを使用しているが,このケーブルについては,新規制基準に適合するための工事を実施するに際して予備変圧器を移設するに伴い,撤去することとしている。)。上記
の275kVの回線に接続されたOFケーブルについては,地中に敷設した洞道の中に設置し,コンクリート製の蓋をかぶせていることから,火災が発生したとしても,原子炉建屋等にその火災が拡大して安全上重要な設備の安全機能に影響を及ぼすといったことはおよそ考え難い。本件発電所では,OFケーブルについて,おおむね1年に1回検査を行い,健全性を確認している。
したがって,本件発電所で使用されているOFケーブルにおいて火災が発生し,これにより本件発電所の安全性が失われるかのように述べる原告らの主張にも理由がない。
⑵本件複合体は,
火災防護審査基準と同等以上の安全性を確保し得るものであり,
設置許可基準規則8条に適合すること
火災防護審査基準については,1.まえがきに本基準に適合しない場合であっても,それが技術的な改良,進歩等を反映したものであって,本基準を満足する場合と同等又はそれを上回る安全性を確保し得ると判断される場合は,これを排除するものではないとしていることからも明らかなとおり,同基準を満足する場合と同等又はそれを上回る安全性を確保し得る場合は,火災による損傷の防止に係る設計要求事項を定めた設置許可基準規則8条に反するものではない。

このような要求事項を踏まえ,被告は,本件発電所に敷設されている非難燃ケーブルについて,難燃ケーブルに取り替えることを原則としつつ,ケーブルの取替えに伴い安全上の課題が生じる場合に限り,施工後の状態において難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保できるよう,不燃材の防火シートにより非難燃ケーブル及びケーブルトレイを覆った複合体(本件複合体)を形成するといった代替措置
を講じることとしたものである。その際には,複合体について,難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保できることを確認しているのであって,何ら不合理ではない。
原告らの主張は,火災防護審査基準の要求事項の一部を取り上げ,被告の代替措置に係る実証試験の確認を含む検討内容を具体的に踏まえることなく,全てが難燃ケー
ブルに取り替えられることがないことをもって,不十分な火災防護対策であるかのように述べるものであり,理由がないが,原告らの各主張に対する反論は以下のとおりである。
ア放熱について
原告らは,
本件発電所において設置する不燃材の防火シートにより非難燃ケーブル及びケーブルトレイを覆う複合体について,防火シートを巻くことによってケーブルから発生する熱の放出が妨げられることにより,絶縁物の劣化が進み,また,通電容量が下がることについて,被告の検討が不十分であるなどと主張する。しかし,被告は,ケーブルの通電機能に関し,防火シートがケーブルに与える影響が軽微であり,ケーブルの設計範囲内になることを確認しており,原告らの主張は前提を欠く。そもそもケーブルは異常がなければ高温に至ることはなく,複合体を構成することにより
個々のケーブルに熱的に支障を生ずるようなことはない上,複合体形成後も定期点検等を通じて,適切に,絶縁性,通電性等につき所定の性能を満たすことを確認することから,その主張には理由がない。
イケーブルの耐用年数等
原告らは,
本件発電所において建設時敷設されたケーブルは耐用年数の目安である
10~30年を過ぎているなどとし,本件発電所のケーブルの健全性に問題があるかのように主張するが,原告らの挙げるケーブルの耐用年数の目安から直ちに,本件発電所のケーブルの健全性に問題があるとすることはできず,原告らの主張に理由はない。本件発電所に敷設されている高圧ケーブルについては,新規制基準の火災防護に関わる対応の一環として新たに高圧難燃CVケーブルに全数引替えを行うこと
を予定しており,原告らの主張を前提としても,引替後のケーブルが原告らの主張する耐用年数をそもそも経過することはないことから,以下では,引替えを行わないケーブルについて述べる。
本件発電所におけるケーブルは,ある機器から別の機器に対し電気信号等を伝達する役割を担い,その電気信号等を伝達するための導体,導体における電気信号等の漏
れを防ぎつつ適切に伝達を行うための絶縁体,これらを保護するための被膜などから構成される。これらの構成要素のうち,ケーブルの設計どおりの機能・性能を維持する上では,絶縁体の絶縁性能が確保されていることが重要である。そこで,被告は,従来から,電気・計装設備に関し,点検時の絶縁抵抗測定及び系統機器の動作試験を定期的に実施することで絶縁性能の低下を監視し,点検等の中で絶縁性能の低下の可能性が確認されれば,ケーブルの修繕,取替等を行うこととしており,今後とも,絶縁性能の低下による機器等の健全性への影響を未然に防ぐよう,かかる活動を維持する。
その上で,本件運転期間延長認可申請等に当たっては,絶縁低下の可能性のある電気・計装設備について,電気学会推奨案及びACAガイドを踏まえ絶縁体の絶縁特性低下に係る長期健全性について評価を行い,60年間の運転期間にわたり絶縁機能を
維持できることなどを確認している。
具体的には,まず,電気学会推奨案を踏まえた評価を行うに当たっては,供試ケーブルに対し,(ⅰ)60年の通常運転期間の熱量に相当する加熱を与える(熱劣化試験),(ⅱ)当該期間の被ばく量に加えて,LOCA(LossofCoolantAccidentであり,冷却材喪失事故を表す。)時の被ばく線量を積算した放射線量を照射する(放
射線照射試験),
(ⅲ)LOCA時の温度,圧力,湿度等を与える(蒸気暴露試験),(ⅳ)上記(ⅰ)ないし(ⅲ)の各試験を経た試料を直線状に伸ばしてから金属製マンドレルに巻き付けて水中に浸し,その状態において規定電圧を印加する(屈曲浸水電圧試験)との各実験を順に行い,絶縁破壊が生じるか否かを判定した。さらに,電気学会推奨案を基に,重大事故時に対する試験として,(ⅰ)15年又は30年の通
常運転期間の熱量に相当する加熱を与える(熱劣化試験),(ⅱ)当該期間の被ばく量に加えて,重大事故時の被ばく線量を積算した放射線量を照射する(放射線照射試験),(ⅲ)重大事故時の温度,圧力,湿度等を与える(蒸気暴露試験),(ⅳ)屈曲浸水電圧試験による判定に加えて,JIS耐電圧試験を行い,規定時間耐えられるかを判定した。

次に,ACAガイドを踏まえた評価を行うに当たっては,同ガイドにおいて,ケーブルが通常運転時の供用期間を経た後に設計基準事故の環境条件下においても期待される安全機能を遂行できることを検証するための最適な方法として挙げられている型式試験を実施した。具体的には,①劣化処理前の供試ケーブルについて,状態を確認するための機能試験を実施する(初期機能試験),②供試ケーブルに60年の通常運転期間相当の経年劣化を付与するため,当該期間中の通常運転時の運転条件を模擬した環境等に供試ケーブルを曝す(劣化処理),③劣化処理後の供試ケーブルについて,状態を確認するための機能試験を実施する(劣化処理後機能試験),④供試ケーブルを設計基準事故における運転条件を模擬した環境等に曝す
(事故時環境試験)

⑤事故時環境試験後の供試ケーブルについて,その状態を確認するための機能試験を実施する(最終機能試験),⑥JIS耐電圧試験を行い,絶縁破壊が生じるか否かを
判定した(健全性判定試験)。
これら各試験を踏まえ,被告は,本件発電所の難燃PNケーブル等について,適切な取替実施により60年間の運転期間にわたり絶縁機能を維持できること,事故時等において絶縁性能を維持できることを,それぞれ確認している。これら各試験を行うに当たっては,
照射する放射線量について本件発電所で想定される線量よりも大きな
値を採用するなどの保守的な条件を設定している。
なお,これら各試験においては,供試ケーブルとして新製のものを用いているが,被告は,
本件発電所において運転開始から27年間にわたり使用した実機の高圧ケーブルを用いて,
60年間の運転期間を想定した場合の残りの33年間に相当する熱量を与え,
当該期間の通常運転時の放射線量及び設計基準事故時の放射線量を照射する,
LOCA試験後に取り出して耐電圧試験を実施するとの手順に従った実験を行った結果,ケーブルの絶縁特性に異常のないことを確認している。
これらの被告による絶縁性能に係る対応を何ら考慮せずに,一般的なケーブルの耐用年数の目安から直ちに,本件発電所のケーブルの健全性に問題があるとすることはできず,原告らの主張に理由はない。

ウ機能喪失について
原告らは,被告従業員が,平成29年8月22日に開催された茨城県東海第二発電所安全性ワーキングチーム会合で,一つのケーブルトレイに火災が発生した場合においては,
そこのケーブルトレイに入っているケーブルは全て機能喪失することを前提として考えている旨回答しているとし,難燃ケーブルが用いられていたならば,そもそもケーブルは容易に発火することはなく,複合体が難燃ケーブル同等以上であるという評価は誤りであると主張するが,被告による上記説明は,続けて,火災がケーブルトレイ内部で発生した場合においても,その場で延焼を極力止めるという観点で,ファイアストッパにより気体の流れを遮断するとともに,一つのケーブルトレイの機能喪失があっても系統分離を行うと述べているとおり,委員からの質問に対し,本件発電所における内部火災対策の下で,安全機能の重要度や設備の設置場所に応じて,
耐火壁によって囲まれ他の区域と分離されている火災区域と,火災区域を細分化した火災防護上の区画である火災区画とをそれぞれ設定するなどして行う系統分離の観点から,
一つのケーブルトレイにおける火災によるケーブルの機能喪失を仮定しても安全性を確保できることを述べたものである。
複合体内部の火災について難燃ケーブルと比較した場合の検討ないし評価につい
ては,ケーブル単体の試験により自己消火性が確保できること,防火シートで複合体内部の酸素量を抑制することにより耐延焼性を確保できることなどを確認し,難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保できることを確認している。以上のとおりであるから,被告の説明の一部のみを取り上げて,本件発電所における複合体の難燃性能が,
難燃ケーブルのそれに劣るかのように述べる原告らの主張に

理由はない。
2争点7-2(重大事故等対策(シビアアクシデント対策)
)について
(原告らの主張)
⑴重大事故等対策の有効性評価が不合理であることア事故シーケンスの選定が不足していること

(ア)総論
福島第一発電所事故のような事故を二度と起こさないようにするため重大事故等対策(シビアアクシデント対策)が新規制基準に導入された趣旨を踏まえ,シビアアクシデント対策における考え方の基本は,①想定を超えることは起こり得ること,②設計上の想定を超える内的要因(共通原因故障等)や設計上の想定を超える外的要因(巨大な地震,津波等)によって,第3の防護レベルまでの防護策の機能が著しく損なわれる場合を想定すること,
③発生確率はごく低いものの発生した場合の影響が大きい事象について取り扱う必要があること,④シビアアクシデントの発生の防止,影響緩和の有効性が最新の科学的知見に照らして評価されることである。確率が低いことを理由にシビアアクシデント対策の対象範囲を決めることは上記のシビアアクシデント対策の基本に反する。福島第一発電所事故後,原子力安全・保安院は,想定を超えることは起こりえるとの前提に立ち対策を実施すべきであるとし,事故調査・検証委員会の報告書においても,
たとえどんなに発生の確率が低い事象であっても,「あり得ることは起こると考えるべきである」発生確率の低いものや知見として,確立していないものは考えなくてもよい,対応しなくてもよいと考えることは誤りであるとされている。
また,確率論的リスク評価(PRA)には,不確実性や不完全性があり,福島第一発電所事故以前に深層防護の3層まででリスクが十分に低く抑えられているとの間違った評価を示していたのも確率論的リスク評価(PRA)
(当時の呼称はPSA
(ProbabilisticSafetyAssessment)確率論的安全評価であったが,福島第一発
電所事故を踏まえ,
PRAという用語が用いられるようになった。であった。

佐藤一

男元原子力安全委員会委員長はその著書である
改訂原子力安全の論理
において,

PSAには不確定性があるなど適用限界があることを認めており,更田豊志原子力規制委員会委員長もPRAには不確実性に加え,不完全性の問題があることを指摘している。PRAを使用し得るのは,検査における優先順位の決定や事故対策時に重要な役割を果たす機器の選別の相対的な目安にする場合などに限られることは科学者の共通認識である。それにもかかわらず,PRAによって考慮すべきシビアアクシデント対策の対象範囲を決めるのは誤りである。
設置許可基準規則37条1項の解釈も,
頻度又は影響の観点から個別の事故シ
ーケンス(事故シーケンスとは,炉心の著しい損傷に至る可能性のある事故シナリオを,起因事象,安全設備や緩和操作の成功・失敗,物理現象の発生の有無等の組合せとして表したものであり,事故シーケンスグループとは,著しい炉心損傷に至る事故シーケンスを,起因事象,安全機能(注水設備等)及びサポート機能(電源等)の作動状態,対策の共通点に着目して類型化したものをいう。
)の評価を求めているにも
かかわらず,被告は,発生頻度が低いことを理由に,影響が大きい事故シーケンスを有効性評価の対象(重要事故シーケンス)から除外しており,同項に適合しない。仮に同項がPRAにより発生頻度の低いことを理由に個別の事故シーケンスを重要事
故シーケンスから除外することを認めているとすれば,上記のとおりシビアアクシデント対策の基本的考え方に反する不合理なものであり,同項自体が基準として不合理というべきである。
(イ)地震・津波PRAで抽出された事故シーケンスグループについて設置許可基準規則37条1項は,
発電用原子炉施設は,重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において,炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならないと定め,同項の解釈において,炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故シーケンスグループとして,二種類の事故シーケンスグループを検討すべきものとしている。
一つは,BWRにおいて必ず想定する事故シーケンスグループであり,①高圧・低
圧注水機能喪失,②高圧注水・減圧機能喪失,③全交流動力電源喪失,④崩壊熱除去機能喪失,⑤原子炉停止機能喪失,⑥LOCA時注水機能喪失,⑦格納容器バイパス(インターフェイスシステムLOCA)である(以下,上記①ないし⑦の事故シーケンスを必ず想定する事故シーケンスグループという。。

もう一つは,個別プラント評価により抽出した事故シーケンスグループであり,①
個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価(PRA)及び外部事象に関するPRA(適用可能なもの)又はそれに代わる方法で評価を実施すること,②上記①の評価の結果,
必ず想定する事故シーケンスグループに含まれない有意な頻度又は影響をもたらず事故シーケンスグループが抽出された場合には,想定する事故シーケンスグループとして追加することとされている。なお,
有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループについては,必ず想定する事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるか等から総合的に判断するものとされている。
被告は,本件設置変更許可申請において,地震・津波PRAの結果,地震特有の事故シーケンスとして,①原子炉建屋損傷,②格納容器損傷,③圧力容器損傷,④格納容器バイパス,⑤Excessive

LOCA(大破断LOCA=再循環配管の両

端破断を超える規模の原子炉冷却材の流出)
,⑥計装,制御系喪失を抽出し,また,津
波特有の事故シーケンスとして,①最終ヒートシンク喪失(蓄電池の枯渇後RCIC停止)
,②最終ヒートシンク喪失+高圧炉心冷却失敗,③最終ヒートシンク喪失+逃がし安全弁再閉鎖失敗,④原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失(最終ヒートシンク喪失)
,⑤防潮堤損傷を抽出した。

その上で,被告は,津波特有の事故シーケンスグループのうち,①ないし④(いずれも防潮堤の健全性は維持されるが,これを越流した津波により最終ヒートシンク喪失に至るというもの)について,炉心損傷頻度が4.0×10-6/炉年と有意であると評価し,有効性評価の対象としたものの,上記地震特有の事故シーケンスグループ①~⑥及び津波特有の事故シーケンスグループのうち⑤防潮堤損傷については,いず
れも炉心損傷頻度が小さいとして,新たに事故シーケンスグループに追加する必要はないとしている。
しかし,前記アで述べたシビアアクシデント対策の基本的考え方や,設置許可基準規則37条1項の解釈において,炉心損傷頻度の観点だけではなく有意な影響をもたらす事故シーケンスグループは想定する事故シーケンスグループに追加することが
求められていることからすると,上記7つの事故シーケンスは,いずれも発生した場合には炉心損傷に直結するものであるから,これらを重大事故シーケンスの検討対象から除外したことは不合理であり,設置許可基準規則37条1項に適合していない。(ウ)直流電源喪失又は交流電源喪失及び原子炉停止失敗(炉心損傷防止)設置許可基準規則37条1項の解釈において,
炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置
について,
炉心の著しい損傷後の格納容器の機能に期待できるものと,
そのような期待をすることが困難なものとに分類され,前者は炉心の著しい損傷を防止するための十分な対策が計画され,かつ,その対策が想定する範囲内で有効性があることを確認するものとし,
後者は炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性がある
ことを確認するものとされている。
被告は,原子炉停止機能喪失事故(前記(イ)の必ず想定する事故シーケンス⑤)
について,
炉心の著しい損傷後の格納容器の機能に期待することが困難なグループに分類していることから,
炉心の著しい損傷を防止する対策に有効性があることが必要
である。
そして,被告は,国内外の先進的な対策を考慮してもなお炉心損傷防止対策を講ずることが困難な事故シーケンスとして,
直流電源喪失+原子炉停止失敗
及び
交流電源喪失+原子炉停止失敗を挙げ,これらの事故は,地震により炉内構造物等が損傷して原子炉停止機能が喪失する事故シーケンスグループと,直流電源喪失又は全交流電源喪失が重畳する事故シーケンスであり,代替の原子炉停止手段であるほう酸水注入系が機能喪失するから,炉心損傷を防止することができないと評価している。他方で,被告は,①加速度大になる前にスクラム信号が確実に働き,それによって
確実に制御棒挿入が完了する,
②これらの事故シーケンスの炉心損傷頻度への寄与割合は小さいとの理由により直流電源喪失+原子炉停止失敗及び交流電源喪失+原子炉停止失敗について,検討を要する事故シーケンスから除外している。しかし,上記①については,地震PRAにおいては炉内構造物等が地震発生と同時に最大加速度を受けるものと評価して事故シーケンスを抽出しながらそれを否定す
ることは地震PRAと矛盾している。また,故障や誤作動により制御棒挿入に失敗する可能性は否定できず,
そもそも大規模な地震であっても原子炉を必ず停止すること
ができると想定するのは,
上記シビアアクシデント対策の基本的考え方に反するもの
である。さらに,上記②については,発生確率の低いことを除外理由とするものであり,
これもシビアアクシデント対策の基本的考え方に反するとともに設置許可基準規則37条1項に適合しない。
(エ)圧力容器スタビライザの支持機能喪失事故の評価が過小であること地震動により圧力容器スタビライザの転倒防止機能が喪失すると,圧力容器が傾斜
し,圧力容器上部が揺さぶられることにより,圧力容器に接続する多数の配管が破断し,あるいは制御棒の挿入ができなくなる。また,圧力容器スタビライザ破損により圧力容器が上部水平方向の支えを失うと,これを支える支持スカートに圧縮力が働き,
支持スカートが座屈して圧力容器が転倒する。
被告は,
ストレステストにおいて圧力容器スタビライザが地震によって損傷する場合には炉心損傷に直結すると評価しておきながら,本件設置変更許可申請における重大事故等の評価においては,圧力容器スタビライザの支持機能が喪失したとしても,圧力容器の周囲を囲む原子炉遮蔽壁等の存在により圧力容器が傾くことはなく,その
影響は圧力容器に接続されている配管の一部破損にとどまるものと考えられ,この場合は既存のLOCAシナリオと同様の進展になることが想定されるとしている。しかし,被告は,重量物である圧力容器の衝突という深刻な事態が発生したとしてもスタビライザブラケットや原子炉遮蔽壁の健全性はなお維持されるという事実の立証もせず,
圧力容器スタビライザの支持機能が地震で喪失した場合の進展を具体的
に検討したわけではなく,圧力容器が大きく傾くことがないといえる具体的根拠も示していないのであって,
圧力容器スタビライザ損傷による重大事故を想定すべき事故
シーケンスから恣意的に除外している点で設置許可基準規則37条1項に適合せず,また,
本件発電所に人格権侵害の具体的危険性がないことの主張立証を尽くしているともいえない。

(オ)津波遡上高24mを超える津波を考慮していないこと
被告は,津波特有の事故シーケンスを津波区分と対応させている。すなわち,防潮堤(T.P.+20m)を超える津波を3つに区分し,T.P.+20~22mの場合(津波区分1)は非常用の海水ポンプの被水・没水により最終ヒートシンクの熱の輸送手段が喪失する3つの事故シーケンス(前記(イ)の津波特有の事故シーケンス①~③)に,T.P.+22~24m(津波区分2)の場合は原子炉建屋内浸水により複数の緩和機能が喪失する事故シーケンス(前記(イ)の津波特有の事故シーケンス④)に,T.P.+24m以上の場合(津波区分3)は防潮提損傷により屋内外の施設が広範囲にわたり機能損失して炉心損傷に至る事故シーケンス(前記(イ)の津波特有の事故シーケンス⑤)としている。
被告は,T.P.+24m以上の津波による重大事故を有効性評価の対象から除外
しているが,その理由は不明であって,被告は本件発電所に人格権侵害の具体的危険がないことの主張立証を尽くしていない。また,恣意的にT.P.+24m以上の津波を想定しないという選択をしている点において不合理である。
イ格納容器破損モードの検討が不足していること
設置許可基準規則37条2項は,
発電用原子炉施設は,重大事故が発生した場合において,原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならないとし,同項の解釈は,同項に規定する重大事故が発生した場合において,必ず想定する破損モードとして,雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損),高圧溶融物放出/格納容器雰囲気直接加熱原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互作用水素,,燃焼格納容器直接接触(シェルアタック),,溶融炉心・コンクリート相互作用を挙げ,また,個別プラント評価により抽出した格納容器破損モードとして,①個別プラントの内部事象に関する確率論的リスク評価(PRA)及び外部事象に関するPRA(適用可能なもの)又はそれに代わる方法で評価を実施すること,②上記①の結果,
必ず想定する格納容器破損モードに含まれない有意な頻度又は影響をもたらす格
納容器破損モードが抽出された場合には,想定する格納容器破損モードとして追加することが要求されている。
被告は,格納容器破損モード抽出のための外部事象PRAは,定量評価を実施できる状況ではないことから,定性的評価をし,その結果,地震,津波により新たに追加が必要となる格納容器破損モードはないものと判断しているが,被告が用いた許容応力状態ⅤASにおける格納容器の座屈の耐震裕度は,ベントライン下端の水位を前提に基準地震動Ssに対して1.02倍であるから,ベントラインを超える位置まで水を注入した場合や基準地震動Ssを超える地震動が到来した場合に,格納容器が座屈する危険があることは明らかであり,これを格納容器破損モードに追加すべきである。被告は,許容応力状態ⅤASでの耐震裕度について,各種の事故防止に係る安全確保策や重大事故時対策も奏功せずに炉心の著しい損傷が生じることを想定すること
に加えて,有効性評価における想定を上回るサプレッション・チェンバのプール水の水位としてベントラインに達する程の水位を想定した状況における,基準地震動Ssによる荷重との組合せを想定した座屈評価であるから,それ以上の想定は不要であるかのように主張する。
しかし,格納容器破損モードとして考慮が求められるのは,炉心に著しい損傷が生
じた場合であり,著しく損傷した炉心を冷却するためにサプレッション・チェンバのプール水がベントラインを超える程の注水をすることもあり得るし,基準地震動Ss
を超える地震動が襲来することもあり得ることであるから,これを想定することも当然のことである。
被告は,
めったにないことを理由に格納容器座屈の耐震裕度を上回ることを想定せ
ず,格納容器破損モードを選定していないが,これは設置許可基準規則37条2項に適合しない。
ウ有効性評価が不合理であること(常設低圧代替注水系ポンプについて)被告は,高圧注水機能,低圧注水機能喪失を想定した重大事故に至るおそれのある事故に対する有効性評価において,常設低圧代替注水が有効に働き,炉心損傷を回避
することができるとする。すなわち,運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故発生後,高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し,原子炉圧力の上昇に伴う逃がし安全弁からの水蒸気流出により原子炉水位が低下し,炉心損傷に至る事故を想定し,初期対策として逃がし安全弁(自動減圧機能)を用いて圧力容器を減圧し,常設低圧代替注水系ポンプにより炉心冷却をした後,安定状態に向けて常設低圧代替注水系による炉心冷却を継続しつつ,常設代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器の冷却,格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系による格納容器からの除熱をして,冷温停止に移行させることに成功すると評価している。
しかし,常設低圧代替注水系ポンプの機能維持の裕度は,1.06倍(許容値1.4G÷応答加速度(水平)の発生値1.31G)にすぎず,地震動により高圧注水系及び低圧注水系が機能喪失する場合に,常設低圧代替注水系ポンプだけは有効に働く
という想定を合理的に説明することは不可能である。
なお,本件工認申請によると,常設低圧代替注水系ポンプの最大加速度が1.58Gとされており,許容値である1.4Gを超えている。
⑵水素爆発対策が不合理であること
アジルコニウム以外の金属―水反応の評価が不十分であること

格納容器破損防止対策を求める設置許可基準規則37条2項の解釈において,必ず想定する格納容器破損モードに水素燃焼が挙げられ,設置許可基準規則52条では水素爆発による格納容器破損防止設備が,53条では水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備が要求されている。
重大事故発生時に本件発電所内で水素が発生する原因としては,①ジルコニウム合
金を材料とする燃料被覆管が高温状態で水と接触し,水が分解されて水素が発生する場合(ジルコニウム―水反応)
,②構造材の主成分である鉄などが高温水蒸気と接触して水素が発生する場合(ジルコニウム以外の金属―水反応)
,③放射線エネルギー
により水が分解され水素が発生する場合(水の放射線分解)
,④溶融炉心が原子炉容
器の破損個所から落下して格納容器の床コンクリートと接触すると炭酸ガス及び水
蒸気が発生し,
溶融炉心に含まれる金属成分によりこれらが還元されて水素及び一酸化炭素が発生する場合(溶融炉心―コンクリート反応(CCI)
)がある。
上記②について,有効性評価ガイドに記載はないが,原子炉容器内外にある構造材中の鉄の量は他の金属に比べて桁違いに多いので,これについて評価しないのは,水素発生量の評価として不十分である。
イ漏えい率,限界圧力・温度の想定が不十分であること
被告は,本件発電所の格納容器の有効性評価において,限界圧力は2Pd(620Kpa[gage]
)まで,限界温度は200℃までとしているが,その数値まで水素が漏れないというのは科学的な考察を欠いている。すなわち,格納容器の限界圧力・限界温度について,
福島第一発電所事故以前は窒素ガスを媒体とする限界試験により
漏えいの有無を求めており,
水素ガスの分子量は窒素ガスの14分の1と小さく漏え

いしやすいことから,
従来の評価では格納容器の防止機能を過大評価することになる。
また,格納容器の設計上の許容漏えい率の確認は,常温で最高使用圧力(Pd)の0.9倍の空気圧力の条件下で,格納容器空間部容積の0.5%/日以下に漏えいがとどまっているかを確認するというもので,最高使用圧力,最高使用温度になった場合の漏えい率を正確に把握することができていない。さらに,炉心溶融等の重大事故
時には,限界圧力2Pd,限界温度200℃を超えることもあり得る。福島第一発電所事故の格納容器ドライウェルの温度は,1号機で500℃以上,2号機で280℃以上,3号機で400℃以上と推定されている。
したがって,格納容器圧力・温度が2Pd・200℃を超え,大量の水素漏えいが生じることは,シビアアクシデントの事故想定として想定されなければならない。
ウ水素爆発対策が不十分であること
格納容器から漏れた水素は,空気より軽いため,格納容器トップヘッドの真上にあるコンクリート遮蔽のブロックの隙間から,原子炉建屋6階のオペレーションフロアに溜まる。このスペースは,燃料交換時に原子炉上部の機器や使用済燃料を交換するためのスペースで,その大きさは40~50m四方,高さ約15m,空間容積2万数
千~3万数千m3になる。被告は,水素を処理するために静的触媒式水素結合装置を24台設置するとしているが,
その処理能力は,
1台当たり約0.
5kg/hであり,
1時間当たり合計12kgの水素しか処理することができず,重大事故の際に想定される数百kgの水素を処理することはできない。福島第一発電所事故時の水素漏えいの解析では,トップヘッドフランジから原子炉建屋最上階(5階)への漏えいを仮定したケースで,
水素100kg/hで4時間という仮定で5階の水素濃度が爆轟領域(約20%)に達するものとされている。また,原子炉建屋の天井の一部に水素排出設備(ブローアウトパネル)を設けたとしても,水素検知のセンサーの故障,開閉装置の故障,タイミングのずれがあれば水素爆発を防ぐことはできず,また,少なくともこれらの設備については単一故障基準を設けるべきであるが,有効性評価ガイドにおいて重大事故等対処設備の単一故障は仮定しないとされており,水素排出設備は,
多重性に欠けている。
以上のとおり,本件発電所における水素爆発の想定及び対策は不足しているため,設置許可基準規則37条2項,52条及び53条の適合性判断について過誤,欠落がある。
⑶水蒸気爆発対策が不合理であること

ア水蒸気爆発について
水蒸気爆発は,燃焼のような化学反応ではなく,高温溶融物と接した液体の水が瞬時に蒸発する物理現象である。
水蒸気爆発による格納容器破壊は,大半の放射性物質を一瞬にして外部に放出してしまう極めて厳しい事故であるにもかかわらず,設置許可基準規則37条2項の解釈
において必ず想定する格納容器破損モードの一つとされる圧力容器外の溶融燃料―冷却材相互作用について,有効性評価ガイドは,実ウラン溶融酸化物を用いた実験では,衝撃を伴う水蒸気爆発は発生していないので,水蒸気爆発の可能性は極めて低いことを示すことを求め,その対策例として,解析によって格納容器バウンダリの機能が喪失しないことを確認するとし,被告もこれに従っているが,事故想定をしてそ
の防止策を考えることがシビアアクシデント対策であり,上記解析にとどめる有効性評価ガイドは不合理である。
また,被告は,
溶融燃料―冷却材相互作用(FCI)に関する実験研究として行
われた各種試験(日本原子力研究所(当時)で実施されたALPHA試験,JRCイスプラ研究所で実施されたKROTOS試験及びFARO試験,原子力発電技術機構(当時)で実施されたCOTELS試験並びに韓国原子力研究所(KAERI)で実施されたTROI試験及びSERENA試験)を踏まえて,本件発電所の実機においては,
格納容器の損傷に至る大規模な圧力容器外の水蒸気爆発の可能性は十分に小さいと考えられると評価している。
しかし,溶融炉心と冷却材の相互作用に関して,その現象の解明は研究段階にあり,現象全体の十分な解明には至っていない。

さらに,TROI試験においては,外部トリガーがなくても自発的な水蒸気爆発が5回発生しており,
うちTROI-13,
14の溶融物の温度はそれぞれ2600K,
3000Kであり,福島第一発電所2号機の炉心温度2840℃(3113K)と比較して高いともいえない。
したがって,水蒸気爆発が起きていない実験結果を殊更に強調して,水蒸気爆発は
起こらないものと結論付けることは合理性を欠くものである。
イ水蒸気爆発対策が不足していること
被告は,炉心の著しい損傷が発生し溶融炉心が落下した場合の備えとして,格納容器の下部
(ペデスタル部)
に注水し,
落下した溶融炉心を冷却することができるよう,
格納容器下部注水系(常設)を新たに設けるとともに,あらかじめ適切な水位をペデ
スタルに確保した上で,
当該系統を用いた注水により溶融炉心を冷却できるようにし,
併せて,溶融炉心によるコンクリート侵食影響を抑制し,ペデスタルの健全性を確保するため,ペデスタルの床面を平坦化するとともに,床面及び壁面に耐熱材(コリウムシールド)を設置するとしている。
ペデスタルに水を張らなければ水蒸気爆発が起きることはないが,そうすると溶融
物によるペデスタルのコンクリート浸食,熱影響により原子炉容器支持機能が喪失される可能性がある。他方で,水を張る量を多くしすぎると大きな水蒸気爆発に至る可能性がある。そこで,被告は,水蒸気爆発とコアコンクリート反応の両者を防止するため,
ペデスタルに張る水の深さを1mに維持する設備を設置することを計画している。
しかし,
水位を維持する装置の一つであるスワンネックの配管が詰まって想定以上の水位になり,より厳しい水蒸気爆発を起こす可能性は否定できない。また,大量のデブリが落下してきたとき,想定どおり冷却ができるかも不明であり,不確実な計画にすぎない。
これに対し,欧米で建設中の原子力発電所などでは,水蒸気爆発防止対策としてコア・キャッチャー(超高温に耐えることのできるセラミックなどを素材として,格納
容器下部に落下した溶融燃料(コア)の受け皿を用意する設備)が設置されており,国際基準を踏まえ,本件発電所においてもコア・キャッチャーを導入すべきである。以上のとおり,本件発電所の水蒸気爆発の想定及び対策が不足しているため,設置許可基準規則37条2項及び51条の適合性判断には過誤,欠落がある。⑷大規模損壊に対する重大事故等対策がないこと

現在の科学技術水準では自然現象の規模,時期を予測して自然現象に関する原子力発電所の安全性確保の限界を画することはできない。そうであるならば,想定を超える大規模な自然災害による大規模損壊を十分検討して,その対策を考えることはシビアアクシデント対策として必須であり,これは福島第一発電所事故の教訓を踏まえた知見であり,それに基づいて,新規制基準においても自然現象にかかる大規模損壊に
対する安全確保が規定されているのである。
新規制基準の下では,大規模な自然災害による大規模損壊について,実用炉規則83条1号ニ⑵ないし⑸(令和2年改正前は86条5号ロないしホ)及び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(以下技術的能力に係る審査基準という。
)Ⅱ.2.1の二ないし五において,
炉心の著しい損傷を緩和するための対策に関すること

原子炉格納容器の破損を緩和するための対策に関すること

使用済燃料貯蔵槽の水位を確保するための対策及び燃料体の著しい損傷を緩和するための対策に関すること,
放射性物質の放出を低減するための対策に関すること
についての体制整備等が要求されるにとどまるが,大規模な自然災害による大規模損壊に対する安全確保策を考える場合にも,重大事故に至るおそれのある事故等を包含するのであるから,設置許可基準規則37条と同様に,いかなる自然災害によって原子炉にいかなる損壊がもたらされるのか,それに対する安全確保策は何かを検討する必要があるにもかかわらず,上記規定には,具体的な大規模損壊の選定とそれに対する有効性評価を求める規定もないなど,規制の内容に不備がある。実際に,被告は,本件設置変更許可申請において,自ら抽出した地震特有の6つの
事故シーケンスや防潮堤損傷といった事故シーケンスを重大事故等対策の有効性評価の対象から除外しているが,
これらは大規模な自然災害による大規模損壊によって
重大事故に至る具体例であるから,具体的に検討し,その対策の有効性評価をしなければならない。
したがって,このような大規模損壊に対する新規制基準は不合理である。
(被告の主張)
⑴重大事故等対策の有効性評価の合理性
ア事故シーケンスの選定が不足しているとの原告らの主張について(ア)総論
原告らは,不確実,不完全である確率論的リスク評価により,確率が低いからとい
う理由でリスク評価から除外してはならないとの前提に立ち,炉心の著しい損傷をもたらす事故シーケンスに係る被告の検討は不足しており,被告の重大事故等対策の検討が不十分であるかのように主張する。
しかしながら,原告らの主張は,確率論的リスク評価を踏まえた重大事故等対策を講ずるに当たり,PRAにより得られた確率を考慮することなく,いかなる低頻度事
象についても対策を行う必要があるとするものであって,新規制基準においても採用されていない独自の見解である。
福島第一発電所事故が発生した直接的原因は,
同発電所における想定を大幅に超え
る津波によって,
安全上重要な設備である非常用電源設備や炉心冷却機能を有する施設が複数同時に機能喪失したことにあるが,被告は,同事故から得られた知見ないし教訓を踏まえて,津波に限らず,共通要因に起因する施設の機能喪失をもたらし得る自然現象等について想定ないし対策を強化して,電源,原子炉への注水・除熱に係る機能等を強化するとの対策を行い,炉心の著しい損傷はもちろんのこと,格納容器の破損にも至らないよう万全を期することとしている。この事故防止に係る安全確保対策の強化を行うに当たり,炉心の著しい損傷防止対策においては必ず想定する事故シーケンスグループに加えて,内部事象PRA,地震PRA,津波PRAを行うな
どして,
必ず想定する事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度であるかなどから総合的な判断を行い,
必ず想定する事故シーケンスグループ
に含まれない有意な頻度又は影響をもたらす事故シーケンスグループが抽出されるかを検討している。
上記の検討ないし評価に当たり被告の考慮した新規制基準は,
IAEAによる総合

規制評価サービス(IRRS(IntegratedRegulatoryReviewService))において,
福島第一発電所の事故の教訓を日本の法的枠組みに実効的に反映させたとの評価がされており,外部事象に関するPRAの手法として,学協会における同事故ないし東北地方太平洋沖地震から得られた知見を踏まえたPRAに関する学術的検討の成果である
日本原子力学会標準原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準:2015(以下

日本原子力学会(2015)という。,


土木学会原子力土木委員会津波評価小委員会の原子力発電所の津波評価技術2016(以下土木学会(2016)という。)などが整備されている現在では,福島
第一発電所事故当時において整備されつつあった地震PRAのみならず,津波PRAをも行い,
事故シーケンスグループ及び格納容器破損モードに関する検討を求めるも
のであって,何ら不合理なものではない。福島第一発電所事故とPRAとの関連については,日本原子力学会は,福島第一発電所事故に関する最終報告書において,同事故の発生当時に,包括的なリスク評価を実施すれば,福島第一発電所事故のような事象進展シナリオを抽出できていたであろうし,その発生頻度は低いという評価になったとしても,共通要因故障に係る蓋然性,シビアアクシデント拡大防止の困難さ,対策設備の簡明さなどから事故を防ぐ対策をとり,その効果をリスク評価で確認し,実効的ならしめるために適切な教育・訓練を行うという選択をとることは可能であり当然でもあった旨指摘している。
そして,
同事故で得られた知見ないし教訓等を踏まえた検討を行い原子力規制委員会の策定した新規制基準では,発生頻度を踏まえつつも確率論のみに依拠しない総合的な判断手法の採用を明らかにしており,
確率論的リスク評価で得られた確率にかか

わらず,
いかなる低頻度事象についても対策を行う必要があるといった原告らの求める極端な立論を採用していない。
また,原告らの引用する佐藤一男元原子力安全委員会委員長の著書である改訂原子力安全の論理を例に採れば,その記述から明らかなとおり,同委員長は,原子力発電所の安全性を評価するに当たっての手段として,決定論的手法によるものと確
率論的手法によるものとがあり得て,後者は有効なものであるが,いずれかが優れているということはなく,また,確率論的リスク評価に照らした安全確保対策を検討するに当たっては,その評価結果のみを考慮するのではなく,その特徴や制約をも考慮して,
当該原子力発電所の構造や機能等に応じた意思決定を行うべきであるとするなど,今日の原子力発電所の安全確保に通ずる内容を説くものであって,原告らの求め
る立論に沿うものとは解されない。
原告らの求める立論を採用すれば,安全確保対策を入念に講じ,その結果として顕著に低い炉心損傷頻度が得られたとしても,その対策に欠ける点があるとするに等しく,
そうであるなら原子力発電所にゼロリスクを求めるものとしておよそ採用し得ない。原子力規制委員会においては,ゼロリスクを否定して継続的な安全性向上を目指
す取組みとして,安全目標に関する検討を続けていくとしており,そのような事柄の性質上,確率論的評価に限らず,現状の原子力規制における更なる改善点等を検討することは何ら不合理ではない。原告らが引用する更田委員長の発言は,平成30年度原子力規制委員会第8回臨時会議における上記安全目標の審議に際してのものであり,これをもって,原告らの求める立論の根拠とすることはできない。(イ)地震・津波PRA
被告は,重大事故等対策の有効性評価における地震PRAについて,新規制基準を
含む最新の知見やデータを踏まえて,本件発電所の敷地における地域性を詳細に考慮しつつ,
様々な保守的な条件設定を重ねた地震動評価を行うなどして本件発電所の基準地震動を策定し,
その超過確率は現実には生じるとは考え難い水準にあることを確
認した上でなお,
設置許可基準規則37条1項の定めを踏まえて重大事故等対策の有効性評価を行うに当たり,
基準地震動を大きく上回る水準の地震動を含めた確率論的
評価(地震ハザード評価)と,そうした地震動の強さに対するものを含めた現実的な応答ないし耐力の確率論的評価(建屋・機器フラジリティ評価)等から成る地震PRAを日本原子力学会(2015)を用いて行い,有効性評価ガイドにおいて必ず想定する事故シーケンスグループと炉心損傷頻度又は影響度の観点から同程度である
か等から,
有効性評価の対象とすべき事故シーケンスグループとして抽出するか否かを総合的に判断しており,津波PRAについても同様である。
例えば,
本件発電所において被告が地震PRA及び津波PRAの結果を踏まえ抽出した防潮堤損傷原子炉圧力容器損傷をみても,それぞれの炉心損傷頻度(全,
炉心損傷頻度への寄与割合)は,3.3×10-7/炉年(0.4%),2.2×10-

7
/炉年(0.3%)と著しく小さい。これらは,被告が,今後数十年に発生するとは
考えられない東北地方太平洋沖地震の発生を想定したことに限らず,様々な保守的な条件設定を重ねるなどして基準地震動及び基準津波を策定し,これらに対して余裕をもった対策を講ずることについて,確率論的に評価した値であり,その数値が著しく小さいことは何ら不合理なものではない。とりわけ,これまで述べたとおり,被告が新規制基準を踏まえるなどして行った自然現象の想定及びその対策並びに事故防止に係る安全確保対策とその強化の科学的・技術的合理性が原告らの主張により何ら覆されることはない中で,原告らが,被告の行った地震PRA及び津波PRAのうち,基準地震動及び基準津波を大きく上回る水準の下での検討の一部のみを取り上げても,
これにより,
原告らの人格権侵害を導く具体的機序が明らかになるものでもない。以上のとおりであるから,
確率論的リスク評価を踏まえた重大事故等対策を講ずる
に当たり,PRAで得られた確率を考慮することなく,いかなる低頻度事象についても対策を行う必要があるとする原告らの立論は,独自のものである上,妥当性をも欠くものであって理由がない。
(ウ)
直流電源喪失+原子炉停止失敗

交流電源喪失+原子炉停止失敗
について
原告らは,本件発電所における重大事故等の有効性評価に関し,確率論的リスク評
価(PRA)によってシビアアクシデントの考察の対象から除外することは許されないなどとして,
直流電源喪失+原子炉停止失敗

交流電源喪失+原子炉停止失敗
を事故シーケンスとして考慮していないことを挙げ,安全確保対策が不十分であるかのように主張する。
しかしながら,本件発電所において被告が地震PRAの結果を踏まえ抽出した直流電源喪失+原子炉停止失敗及び交流電源喪失+原子炉停止失敗をみても,それぞれの炉心損傷頻度
(全炉心損傷頻度への寄与割合)2.
は,6×10-8/炉年
(0.
1%未満)
,1.4×10-8/炉年(0.1%未満)と著しく小さい。
そして,被告は,本件発電所において原子炉停止機能を担う原子炉緊急停止系等について,確実にその機能を発揮できるよう,様々な設計上の配慮を行い,運転段階以
降も検査等により万全を期しているのであって,原告らの主張には理由がない。すなわち,被告は,本件発電所について,原子炉を緊急に停止させることができるよう,原子炉緊急停止系を設置し,原子炉緊急停止系を構成する制御棒駆動機構及び水圧制御ユニットについて,水圧駆動-水圧スクラム方式を採用している。この制御棒駆動機構及び水圧制御ユニットは,同時に複数が故障したり,1つの機器の故障が
他の機器に影響を及ぼしたりすることがないように,独立性を有するよう設計している。
水圧制御ユニットは,スクラム弁,アキュムレータなどから構成されており,スクラム時は,スクラム弁を開き,アキュムレータに予め装填された水圧を制御棒駆動機構のピストンの下側に与えてピストンを上方に押し上げ,制御棒駆動機構に接続している制御棒を急速に炉心に挿入する仕組みとしている。そして,制御棒駆動機構を作動させる制御棒駆動水圧系の配管が破断するなどによりアキュムレータ圧力が原子炉圧力より低下する場合には,制御棒駆動機構に設けられた逆止弁の動作により,制御棒駆動水圧配管側の入口が閉まり原子炉側の入口が開いて,原子炉圧力が制御棒駆動機構内のピストン下側に加わることにより,制御棒が自動的に挿入される設計としている。

原子炉緊急停止系を作動させる機能を担う安全保護系は,これを構成する検出器や作動回路等は,同じ機能を有するものを2つ以上設ける多重性を有しており,この多重に設けた各機器は独立性を有しているため,仮に安全保護系を構成する機器の1つに故障が発生したとしても,安全保護系の機能は維持され,原子炉を停止することができる。

安全保護系は,
その電源が何らかの原因で喪失した場合にも確実に原子炉が緊急停止するよう設計上配慮しており,通常時において制御用空気を供給することにより強制的に閉としていたスクラム弁が,電源喪失により制御用空気の供給が断たれ自ずと開くことにより,アキュムレータに装填された水圧が作用して,制御棒が原子炉に確実に挿入されるとのフェイルセーフシステムを採用している。

また,地震時に係る設計上の配慮として,原子炉建屋内で大きな揺れ(例えば,基礎盤上端において水平動250ガル又は鉛直動120ガル以上)が感知された場合には,安全保護系が信号を発信して,原子炉緊急停止系により全ての制御棒を自動的かつ速やかに炉心内に挿入することができるようにもしている。なお,実際に発生する地震動では,まずP波が対象地点に到達して初期微動が始まり,その後にS波が到来
して主要動が始まるというように,地震発生と同時に最大加速度の地震動が作用することはないことから,基準地震動のような最大加速度の大きな地震動であっても,その最大加速度に至る前に,原子炉を緊急停止することが可能である。そして,運転段階以降,原子炉緊急停止系に関しては,運転中も所定の水圧が負荷されていることを確認するとともに,定期検査毎に,原子炉停止余裕検査,制御棒駆動水圧系機能検査及び制御棒駆動機能検査を実施し,制御棒の制御能力及び動作性に問題が生じていないことを確認することによって,設計どおりの機能・性能の維持に万全を期している。
その上で更に,被告は,原子炉の停止機能を強化すべく,ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンク等から成るほう酸水注水系を設けるとともに,代替原子炉再循環ポンプトリップ回路及び代替制御棒挿入回路を設ける。これらについても,検査等に
より所定の機能・性能の維持を確認することに変わりはない。
以上の原子炉緊急停止系等に係る構造の下で,被告は,
直流電源喪失+原子炉停止失敗交流電源喪失+原子炉停止失敗を事故シーケンスとして考慮しなかった,
ものであり,
本件発電所において原子炉停止がされない事象の機序を具体的に明らかにしないで行う原告らの主張には,理由がない。

(エ)圧力容器スタビライザ
被告は,
圧力容器スタビライザを含む圧力容器の支持機能を有する施設が機能喪失するなどして,圧力容器に接続されている圧力バウンダリ配管の損傷や,原子炉冷却材の流路閉塞が発生することにより,原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できない事故シーケンスを検討対象としたが,①被告が日本原子力学会(201
5)を踏まえて行った地震PRAの結果によれば,当該事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評価でも2.2×10-7/炉年であり,全炉心損傷頻度である7.5×10-5/炉年)に対して約0.3%と小さいこと,②圧力容器スタビライザの支持機能が喪失したとしても,圧力容器の周囲を囲む原子炉遮蔽壁等の存在により圧力容器が大きく傾くことはなく,その影響は圧力容器に接続されている配
管の一部破損にとどまると考えられ,非常用炉心冷却系(ECCS)による対処が考えられることなどを総合的に勘案した上で,有効性評価の対象とすべき事故シーケンスグループとしていない。
これに対し,原告らは,上記の圧力容器と原子炉遮蔽との間に介在物が存在するゆえに圧力容器が原子炉遮蔽に接するなど大きく傾斜するような構造にないことに関し,
重量物である圧力容器の衝突という深刻な事態が発生したとしてもスタビライザブラケットや原子炉遮蔽壁の健全性はなお維持されているという事実の立証がないなどと主張するが,この主張は,介在物の存在自体を否定するという物理的におよそ考えられない事象を述べるものである。そもそも,本件発電所においては,8箇所の圧力容器スタビライザに荷重が分散されていく中で,耐震上の余裕にかかわらず,地震により最大の荷重が作用する本件ロッドが地震動により機能維持できなくなるよ
うな応力状態に達する場合における実際の本件発電所の挙動を想定したとしても,圧力容器と一体化している各スタビライザブラケットが圧力容器スタビライザにはめこまれて,
原子炉遮蔽ないしそのベースプレートと連続しているといった基本的構造の下で,
圧力容器が傾斜すれば直ちにスタビライザブラケットの台形状の部位がヨークに接触することになるなど,
圧力容器が原子炉遮蔽に接するため大きく傾斜するよ

うな構造ではない。
(オ)津波の想定について
津波PRAの結果を踏まえ抽出した防潮堤損傷の炉心損傷頻度(全炉心損傷頻度への寄与割合)は,3.3×10-7/炉年(0.4%)と著しく小さい。これは,被告が様々な保守的な条件設定を重ねるなどして基準津波を策定し,これらに対して
余裕をもった対策を講ずることについて,確率論的に評価した値であり,その数値が著しく小さいことは何ら不合理なものではない。
このようなPRAにより得られた確率を考慮することなく,T.P.+24m超過の津波を恣意的に想定しないという選択をしているとの原告らの主張が誤りであることは前記(ア)で述べたとおりであり,原子力規制委員会も,本件意見公募手続にお
いて,T.P.+24m超過の津波は,頻度及び影響度の観点から必ず想定する事故シーケンスグループと比較し,総合的に判断して,新たな事故シーケンスグループ『津波浸水による最終ヒートシンク喪失』に追加する必要はないとしていることは,妥当であると判断していると回答している。
イ格納容器破損モードの検討について
設置許可基準規則37条に基づきいかなる低頻度事象についても対策を行う必要があるとする原告ら独自の主張に理由がないことは前記ア(ア)で述べたとおりである。
被告は,争点4-3の被告の主張⑵イ(ア)で述べたとおり,重大事故等対策の有効性評価の中で最もサプレッション・チェンバのプール水位が上昇する(座屈評価に与える影響が厳しくなる。
)ケースである,
雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)で代替循環冷却系が使用できない場合を仮定したケースを採用し,サプレッション・チェンバのプール水の水荷重と,基準地震動Ssによる荷重とを組み合わせた座屈評価を行っており,更に,プール水の水位の制御ができることを確認したにもかかわらず,
ベントラインに達する水位を想定するなどの保守的な条
件を設定しているのであり,これを否定し,あえて原告らの主張する水準のサプレッ
ション・プールの水位等を想定すべき理由もない。
ウ有効性評価(常設低圧代替注水系ポンプ)について
被告は,
常設低圧代替注水系ポンプを含む屋外重要土木構造物の耐震性を評価するための床応答曲線として,
基準地震動Ssから算定される設計用床応答曲線ではなく,
設計用床応答曲線から更に余裕の確保されている設備評価用床応答曲線を用いてい
る。原告らの主張する水平方向の発生値である1.31Gは,設備評価用床応答曲線に基づくものであり,
基準地震動Ssから算定される設計用床応答曲線に基づく発生
値は,0.72Gにとどまる。
次に,被告が本件工認申請において採用した許容値である1.4Gについては,JEAG4601-1991において横形多段遠心式ポンプにつき示されている値で
あるところ,最新の知見を反映した日本電気協会・原子力規格委員会による原子力発電所耐震設計技術規程JEAC4601-2015(以下,
同規程を
JEAC4601といい,特定の作成年度のものを指す場合はJEAC4601-2015などという。)では,同値から4.0Gにされている。JEAC4601-2015については,原子力規制委員会による技術評価は行われていないが,横形ポンプであれば水平方向を4.
0Gとした場合でも適切な裕度が確認されたことなどを踏まえ
ており,技術的に妥当なものである。
これらを踏まえ,
常設低圧代替注水系ポンプの機能維持に係る現実的耐力を評価す
べく,入力地震動から算定される応答加速度を用いて発生値を算出し,JEAG4601-2015に基づく許容値を採用すれば,発生値として0.72Gが,許容値として4.0Gがそれぞれ得られ,大きな耐震上の余裕が示されるのであって,本件工
認申請における被告の検討内容を具体的に考慮しないで行う原告らの主張には理由がない。
ほかに,原告らは,本件工認申請書(丙H19・16-13頁)において常設低圧代替注水系ポンプの最大加速度として1.58Gという値が示されているとするが,これは,JEAG4601-1991に記述されているように,本件発電所では,従
来から,常設低圧代替注水系ポンプのように剛性の高い機器の強度設計(応力等の発生値と許容値との比較による耐震性評価)における発生値について,設置床面の最大応答加速度の1.2倍を用いて算出していることによるものであり,機能維持に係る評価に用いたものではない。
⑵水素爆発対策の合理性について

アジルコニウム以外の金属―水反応の評価はされていること
被告は,
炉心の著しい損傷が発生した場合における燃料被覆材のジルコニウムと水との反応等により発生する水素及び酸素について,これらが格納容器内に放出された場合に備えて格納容器内を不活性化すべく,可搬型窒素供給装置を新たに配備するなどの対策を講じることとしている。これらの対策の有効性評価を行うに当たっては,
燃料被覆材のジルコニウムと水との反応はもとより,ジルコニウム以外の金属であるアルミニウム等についても水素の発生源として考慮し,発生する水素の量を検討している。被告は,圧力容器外での鉄と水の反応を考慮していないが,既往の研究に照らして無視し得るレベルである。例えば,被告の上記の評価において,事故発生後7日間でのジルコニウムと水との反応による水素発生量は300kg程度と算出しているが,日本原子力研究所(当時)の研究成果を用いれば,温度を1000K(約727℃)と仮定しても表面積600m2のステンレス鋼が水蒸気と反応して発生する水素量は7日間で3g程度と考えられ,本件発電所の格納容器内で想定される温度(最高200℃程度)においては,更に発生量は小さくなると考えられる。イ漏えい率,限界温度・圧力について
被告は,格納容器の破損を防止するための対策を講じることで,格納容器内の雰囲
気がその限界圧力(2Pd)及び限界温度(200℃)に達しないよう,適切に対応できることを確認している。その際,このような格納容器の限界圧力及び限界温度に達しない状況において格納容器から漏えいする水素の量も評価している。また,原告らは,格納容器圧力・温度が2Pd,200℃を超えて大量の水素の漏えいを生じることはシビアアクシデント対策として想定すべきとも主張するが,そも
そも事故防止対策を周到に講じた上で,更に新規制基準を踏まえて事故防止に係る安全確保対策を強化するなどの対応をも講じ,これらの対応の下で,格納容器については,
仮に炉心の著しい損傷が生じた場合を想定しても健全性を確保できることを確認しているにもかかわらず,
上記のような事象をシビアアクシデントとして想定すべき
具体的根拠は示されていない。なお,被告は炉心の著しい損傷が生じた場合を想定し
た格納容器の健全性を評価するに当たり,想定される格納容器からの漏えい率を大幅に上回る漏えい率を考慮してもなお,水素爆発による原子炉建屋等の破損を防止できることを確認している。
ウ水素爆発対策が合理的であること
本件発電所では,
炉心の著しい損傷が発生した場合における燃料被覆材のジルコニ

ウムと水との反応等により発生する水素及び酸素について,これらが格納容器内に放出された場合に備えて格納容器内を不活性化すべく,新たに可搬型窒素供給装置を配備する。また,格納容器圧力逃がし装置により,格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気に放出することも可能である。さらに,本件発電所では,これらの格納容器の破損を防止するための設備に加えて,水素爆発による原子炉建屋等の破損をも防止すべく,水素排出及び放射性物質低減のための非常用ガス処理系排風機,水素濃度の上昇を抑制するための静的触媒式水素再結合器,水素濃度を測定し監視するための原子炉建屋水素濃度計等を設置する。
これらのうち,
静的触媒式水素再結合器については,
炉心の著しい損傷が生じた場合に,格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素及び酸素について,反応速度を促進させる触媒(パラジウムなど)を用いた化学反応により再結合させ,原子炉建屋内の水素の蓄積を抑える装置であり,駆動電源や運転員の操
作を要しない。設置する台数については,有効燃料部の燃料被覆管がジルコニウム-水反応により全て反応したときに発生する量を水素ガス発生量として用いるなどの保守的な条件を用いた検討を行い,必要な水素処理容量を有するよう24個設置することとしている。
本件発電所において,万一炉心の著しい損傷に伴い水素が発生したとしても,その
水素の大半は当初格納容器内に蓄積された状態にあり,徐々に格納容器内のフランジ部等を通じて原子炉建屋原子炉棟に漏えいし,その際,格納容器内外の温度差及び密度差や,水素の拡散係数に応じて,上昇しながら拡散していく。原告らの主張は,こうした水素の拡散を含む流出の過程を具体的に踏まえることなく,直ちに数百kgの水素を処理することが求められるかのように述べるものであり,誤りである。原子炉
建屋内の水素爆発を防止する上では,格納容器に蓄積されている水素の全てを短時間に処理することは要せず,拡散を伴い漏えいしてきた水素を,原子炉建屋原子炉棟6階に位置的に分散して配置した静的触媒式水素結合装置により可燃限界未満に維持することで対応できる。
ブローアウトパネルに関して,原告らの挙げる設備については,いずれも,品質保
証,巡視点検を含む運転管理,保守管理等の各事項を定めた保安規定に基づき実施する保安活動を通じて,設計どおりの機能・性能を維持していることを適宜確認することから,故障を当然のこととして想定しなければならない理由はない。加えて,新規制基準においては,原子力発電所の安全確保に当たり,事故防止対策においては,重要な安全機能を有する設計基準事故対処設備について,単一故障を仮定してもなお安全上重要な機能が失われることがないことを確認することにより,多重性又は多様性及び独立性が考慮された十分な安全性を確保することが求められるが,重大事故等対策においては,
この設計基準事故対処設備が共通要因故障等により複数の系統が同時に故障したことを前提とし,設備(ハード面)のみならず,その設備を迅速かつ有効に使用して対処できるようにあらかじめ必要な手順等(ソフト面)も適切に整備した中で,その状況に応じた臨機の対応を採ることが現実的かつ適切であり,このような
考えに沿った評価が求められる。このように,設計基準事故対処設備について単一故障を仮定した評価を行いながら,更に原告らの主張するような評価を行わなければならないとする合理的根拠はない。
⑶水蒸気爆発対策の合理性について
ア水蒸気爆発について

水蒸気爆発は,
高温液体と水などの低温液体とが接触すれば直ちに発生するような現象ではなく,
種々の条件がそろった場合に複雑な過程を経て初めて発生する現象である。
すなわち,①溶融金属などの高温液体が水などの低温液体と接触し,低温液体中で細かく分裂し,分裂した各高温液体の周囲に安定した蒸気膜が形成される,②分裂し
た各高温液体が高温の液体状態を継続している間にその安定した蒸気膜が何らかのトリガーで崩壊する,③蒸気膜の崩壊で高温液体が低温液体と再び直接接触し,高温液体が更に分裂し,
低温液体と直接接触する面積が激増することにより大量の蒸気が
発生し,低温液体を押しのけ,圧力波が生ずる,④この圧力波が低温液体中を伝播することで周りに存在する高温液体を覆う蒸気膜を更に破壊するという過程において
②ないし④の現象が瞬時に伝播・拡大することで初めて衝撃的な圧力波が発生するという機序をたどる現象であり,
これらの機序を出現させる条件は容易にそろうわけで
はない。
これまでに行われたALPHA試験,KROTOS試験,FARO試験,COTELS試験,TROI試験及びSERENA試験の各種実験結果によっても,原子力発電所において炉心の著しい損傷が発生した場合に想定される二酸化ウラン及び二酸化ジルコニウムなどが溶融して混合した高温液体を前提とする限り,外部からの強制的なトリガーを与えない場合には水蒸気爆発は発生せず,外部からの強制的なトリガーを与えた場合でも水蒸気爆発に至らなかったケースが複数確認されるなど,水蒸気爆発に至る複雑な過程の進行を阻害する要因から水蒸気爆発は起こりにくく,また,外部からの強制的なトリガーを与えることで水蒸気爆発が発生した数少ない場合に
おいても,機械的エネルギーへの変換効率は小さく,大規模な水蒸気爆発に至っていない。なお,福島第一発電所事故を調査した各種委員会等においても,同事故において水蒸気爆発が発生したとの報告はなされていない。
イ水蒸気爆発対策について
被告は,本件発電所について,放射性物質が環境に異常に放出されることを未然に
防止するための多段にわたる事故防止対策を周到に講じた上で,本件発電所の安全性を更に向上させる観点から,
事故防止に係る安全確保対策を強化するなどの対策を講
じることから,
水蒸気爆発の起因となる炉心の溶融という事象が発生するとはおよそ考えられない。
その上で,炉心の著しい損傷が発生し溶融炉心が落下した場合の備えとして,格納
容器の下部(ペデスタル部)に注水し,落下した溶融炉心を冷却することができるよう,格納容器下部注水系(常設)を新たに設けるとともに,あらかじめ適切な水位をペデスタルに確保した上で,
当該系統を用いた注水により溶融炉心を冷却できるよう
にし,併せて,溶融炉心によるコンクリート侵食影響を抑制し,ペデスタルの健全性を確保するため,
ペデスタルの床面を平坦化するとともに,
床面及び壁面に耐熱材
(コ

リウムシールド)を設置する。
これら対策に関し,新規制基準においては,原告らが主張するコア・キャッチャーのような個別の機器の設置を要求するのではなく,炉心の溶融や格納容器の破損を防止するなどのために必要な機能を要求しており,規制の要求を満たす方法であれば,特定の設備によらずとも規制の要求を満たすことを可能としている。⑷大規模な自然災害による大規模損壊の検討について被告は,自然現象の全てを完全に予測することはできないことからこそ,地震等の自然現象の想定に当たり,
詳細な調査を行うとともに様々な専門技術的知見を収集し,
これらを踏まえて地域性を考慮しながら保守的な条件を設定し,余裕をもって安全性が確保されるよう所要の対策を講じている。このような本件発電所の置かれた自然条件やこれに関連する各種調査及び専門技術的知見を何ら踏まえることなく,自然現象
に係る大規模損壊を無条件に想定すべきかのように述べる原告らの主張には理由がない。
実用炉規則83条及び技術的能力に係る審査基準の要求事項をみても,大規模損壊においては発電用原子炉施設の一定の範囲が著しく損壊すると考えられるため,特定の事故シーケンスを想定した対策を講じるのではなく,大規模損壊という極限的な状
態を想定し,
施設や設備を柔軟に用いることができるよう手順等を準備するとともに,原子力発電所外への放射性物質の放出を低減するために有効な設備が一切機能しないことにならないよう要求することが合理的であることに基づくものである。すなわち,大規模損壊により発電用原子炉施設が受ける被害範囲は不確定であり,あらかじめ具体的な事故の進展を想定して対応することができるとは限らないのであって,大
規模損壊対策において,特定の事故シーケンス(事故に至る事故進展シナリオ)を想定した対策を講じた場合には,かえって,対策に間隙が生じ,想定外の事故シーケンスに対応できないおそれがあることから合理的ではない。したがって,原告らの主張するような,
大規模な自然災害による大規模損壊として想定すべき具体的内容を規定せずとも,規制基準として何ら不合理ではない。

上記のとおり,
施設や設備を柔軟に用いることができるよう手順等を準備するというソフト面での対応を行うためには,保安規定等において必要な体制を整備することが適切であり,そのため,技術的能力に係る審査基準は,設置許可段階においては,技術的能力に係る審査基準の定める要求事項が保安規定等において規定される方針であることを確認することとしているのであって,設置許可段階で設置者の大規模損壊対策に係る技術的能力につき必要な審査が行われないということはない。以上のとおりであるから,原告らの主張に理由はない。
3争点7-3(本件発電所の維持管理)について
(原告らの主張)
⑴老朽化した本件発電所の運転は危険であること
平成29年法律第15号による改正前の原子炉等規制法は,発電用原子炉設置者が
その設置した発電用原子炉を運転することができる期間を,当該発電用原子炉の設置の工事について最初に使用前検査に合格した日から起算して40年と定めている(同法43条の3の32第1項)
。40年間の満了に際し,原子力規制委員会の認可を受
けた場合には,1回に限り,政令にて定める範囲で20年を超えない期間まで運転を延長させることは可能であるが
(同2項)原子炉等規制法は,

あくまで40年間の限

度での運転を原則としている。
長期間にわたり営業運転を行ってきた原子力発電所は,機器が老朽化しており,老朽化が原因で安全性を維持することに支障が生ずれば,東北地方太平洋沖地震直後に発生した福島第一発電所事故と同様の深刻な事態を招くことは必至である。本件発電所においては,老朽化した箇所を速やかに,かつ,漏れなく発見すること
のできる検査体制は確立されていない上,近時,機器の老朽化が原因で発生したと思われる故障を多発させており,老朽化の度合いが深刻であって,安全性が備わっていない。
本件発電所において近時確認された老朽化現象は,以下のとおりである。ア蒸気乾燥器のひび割れ

蒸気乾燥器とは,圧力容器内部の上側に取り付けられ,圧力容器内で発生した蒸気をタービンに送るに当たり,
気水分離器からの湿り蒸気を平行板に通して蒸気中の水
分を除去し,もって,乾いた蒸気を送ってタービン効率を上げるための設備である。本件発電所では,平成21年9月14日,第24回定期検査の際に蒸気乾燥器の外観点検が実施されたところ,プレナムパーテーション(蒸気乾燥器のフードに連結されており,
水分を除去された蒸気を圧力容器プレナム部に導くための流路を構成する仕切り版)とフードの溶接部にひび割れ3箇所が,リフティングアイ(蒸気乾燥器を吊り上げるためにその本体に取り付けられたリフティングロッドという部品にねじ込みで接続された吊り具)の回り止め溶接部にひび割れ1箇所が,それぞれ確認された。被告は,いずれのひび割れについても,流動震動等による疲労割れが原因で形成された可能性が高いとしている。

また,本件発電所では,平成24年7月4日,第25回定期検査の際に蒸気乾燥器の外観点検が実施されたところ,リフティングロッド4本のうち1本の近傍にある底板(乾燥機ユニットを載せるために設置されている板)に,ひび及び指示模様(被告は,ひびと特定できない模様を指してこの用語を用いている。
)が確認されたことか
ら,他の3本のリフティングロッドについても外観検査が行われた。その結果,リフ
ティングロッドについて,40°に位置するものに7個の指示模様が,140°に位置するものに10個の指示模様が,220°に位置するものに1個のひび(約48mm)及び5個の指示模様が,320°に位置するものに9個のひびが,それぞれ確認された。被告は,その原因について,応力腐食割れと考えられると発表した。被告は,蒸気乾燥器について,原子炉停止後の除熱機能及び炉心冷却機能を有して
いないことから,安全上重要な機器には該当しないと説明するが,蒸気乾燥器は,圧力容器内に設置されており,
ひび割れが進展して機器それ自体の破壊に至った場合に
は,冷却材の流れに伴って,脱落した部位が圧力容器内を循環し,核燃料本体や他の機器に接触して損傷を与える危険性を否定することができない。特に脱落した部位の大きさによっては核燃料を損傷する深刻な事故に発展する可能性がある。
イシュラウドサポートのひび割れ
シュラウドサポートとは,
炉心シュラウドを支持するためのステンレス製構造物で
あって,シュラウドサポートの上部に炉心シュラウドが溶接されている。炉心シュラウドとは,沸騰水型原子炉の圧力容器内部に取り付けられ,内部に燃料集合体や制御棒などを収納する直径4~5m,高さ7~8m,厚さ3~5mのステンレス製構造物である。
炉心内で上向きに流れる原子炉冷却材流とその外側の環状部を下向きに流れる再循環流を分離し,炉心や気水分離器,蒸気乾燥器などの圧力容器内の構造物・機器を機械的に支える役割を有している。
本件発電所では,平成17年5月24日,第21回定期検査の際に水中カメラを用いた炉内構造物の点検作業が実施されたところ,圧力容器内のシュラウドサポートシリンダ縦溶接線V8の外面3箇所に軸方向形状のひび割れが確認された。同箇所に超
音波探傷試験が実施された結果,ひび割れの状態については,90°の位置で最大深さ約42mm,長さ約64mm,180°の位置で最大深さ約46mm,長さ約120mm,
270°の位置で最大深さ約13mm,
長さ約56mmであった。
ちなみに,
シュラウドサポートシリンダの板厚は63mmであるから,深さ約46mmのひび割れは,板厚の約73%に及んでいることになる。被告は,このひび割れの原因は,応
力腐食割れによるものと推定されると発表した。
また,平成21年9月26日の第24回定期検査の際,圧力容器内のシュラウドサポートシリンダ縦溶接線V8の内面5箇所において,ひび状の指示模様が目視検査によって確認された。このうち4箇所は軸方向であり,1箇所は,ほう酸注入配管サポートの隅肉溶接の角に沿った形状であった。この5箇所に対する超音波探傷試験が実
施されたところ,深さが最大15.6mmのひび割れが検出された。同様に,
シュラウドサポートシリンダと炉心シュラウドの溶接継手である水平溶接線H7の溶接金属位置の2箇所においても,ひび状の指示模様が目視検査によって確認された。このため,H7内面全周に対する目視検査が実施されたところ,新たに10箇所のひび状の指示模様が確認された。いずれも軸方向であった。以上の合計12
箇所に対して超音波探傷試験が実施されたところ,うちV8の内面1箇所ではひび割れが検出されなかったものの,残り11箇所でひび割れが検出された。さらに,H7全周の約47%の範囲に超音波探傷試験を拡大したところ,合計21箇所のひび割れが新たに検出された。その後,局部洗浄を行った上で目視検査をしたところ,21箇所のうち18箇所で表面にひび状の指示模様が確認され,いずれも軸方向であった。以上のひび割れの深さは平均で約14mm,
最大のもので約24.
5mmであった。
炉心シュラウド側板厚は公称値で50.4mmであるから,深さ約24.5mmのひび割れは,板厚の約49%に及んでいる。
もし,H7水平溶接線(シュラウドサポートシリンダと炉心シュラウド本体を周方向(水平方向)に溶接することで形成される。
)又はH10水平溶接線(シュラウドサ
ポートシリンダとシュラウドサポートレグを周方向に溶接することで形成される。)

において,軸方向ではなく周方向にひび割れが発生し,かつ,ひび割れがそのまま進展して溶接部自体の破壊に至った場合には,炉心シュラウドとシュラウドサポートの分離という事態があり得る。その場合,支えを失った炉心シュラウドは,その内部に収納された燃料集合体と制御棒との位置関係にずれを生じさせる。このような状態で原子炉スクラム信号が発せられた場合,下から垂直に挿入される制御棒が燃料集合体
の間に入らなくなり,構造的にスクラム不能の状態に陥る。緊急時に原子炉が停止しなければ,それだけで破局的事態に至ることが明らかである。また,シュラウドサポートでひび割れが確認された以上,炉心シュラウド本体にもひび割れが発生していると推認され,炉心シュラウドが破壊に至れば,炉心冷却に支障が生じ,炉心溶融に陥る危険がある。

ウ残留熱除去系海水系配管の減肉
残留熱除去系とは,非常用炉心冷却装置(ECCS)の一部を構成し,原子炉が停止した後,炉心より発する崩壊熱を冷却して除去するための系統であって,冷却材喪失事故がもたらす破局的な事態を防ぐための重要な装置である。
本件発電所では,平成22年1月13日の第24回定期検査の際,残留熱除去系海
水系(A系)の配管内面に施されているライニングの張替え工事を実施していたところ,配管外面の一部に錆を伴った局所的な窪みが発見された。同箇所に対して,超音波厚さ計を用いた肉厚測定を行ったところ,工事計画書中の規格計算書に記載された必要最小厚さ7.08mmを下回る6.7mmであったことが確認された。当該配管の仕様は,公称肉厚12.7mmであるから,公称肉厚の約52%にまで配管の肉厚が減っていたことになる。配管に減肉が確認された箇所は,廃棄物処理棟に接続したトレンチの内部にあり,
配管の上部には屋外に通じるコンクリート製ハッチが設置さ
れていた。
被告は,減肉の要因について,上記ハッチにパッキン等のシール部材がなく,雨水の侵入を防ぐ構造となっていなかったことから,雨水がアンカーサポートを伝わって配管外部に滴下し,
配管の建屋壁貫通部からはみ出したモルタルと配管外面との隙間

に雨水が浸み込み,長期間湿潤環境となったことで,錆止め塗装のみの配管外面が著しく腐食し必要最小厚さを下回ったと発表した。
なお,平成28年10月27日午後3時,本件発電所の使用済燃料貯蔵プールの導電率が通常値から徐々に上昇する事態が発生したが,これも残留熱除去系に属する機器の減肉が原因であった。

残留熱除去系海水系配管で発生した減肉が進展し,配管自体が破断した場合,くみ上げた海水は破断箇所から外部へと流出し,熱交換器に送り届けることができない。その結果,熱交換器で崩壊熱を冷却することができず,残留熱除去系としての機能を喪失する。具体的には,格納容器の圧力抑制プール水の冷却ができなくなるためにプール水の温度が上がってしまい,結果として原子炉の冷却も困難となり,やがて炉心
溶融に至る。
エ主蒸気逃がし安全弁の内部部品について
主蒸気逃がし安全弁は,原子炉緊急停止後に原子炉圧力を減圧させる装置である。本件発電所には,圧力容器から4本の主蒸気管が延びており,格納容器内で合計18箇所の主蒸気逃がし安全弁が設置されている。

主蒸気逃がし安全弁を開放すると,炉心で発生した水蒸気が圧力容器外に放出されることによって減圧の効果が生じる。ただし,水蒸気の放出は同時に原子炉水位の低下をもたらすことから,主蒸気逃がし安全弁の開放状態が長く継続した場合には,原子炉水位が大幅に下がって原子炉の冷却が不能となり,冷却材喪失事故に至る可能性がある。
本件発電所では,平成23年9月26日,第25回定期検査の際,主蒸気逃がし安全弁の分解点検において,D弁の内部部品であるロワーリングセットピンが折損,脱落していることが確認された。このセットピンは,弁体の開き始めの動作を促進するための部品であるロワーリングの位置を固定する目的で取り付けられている。セットピンの仕様は,全長約210mm,外径約27mm,材質がSUS630ステンレス鋼であったところ,先端から約130mmのところでセットピンは折損し,先端部が
脱落していた。
被告は,セットピンとロワーリングとの間に1.1~1.2mmの大きな隙間があり,
この状態で主蒸気逃がし安全弁の作動によるロワーリングの振動と蒸気噴流によって,セットピンに過大な曲げ応力が発生し,セットピンのネジ谷部で応力集中により初期亀裂が発生し,
その後の逃がし安全弁作動による繰り返し荷重で亀裂が進展し

て折損したと推定されること,セットピンの破面観察状況から,亀裂発生時の曲げ応力値は約320MPaであり,亀裂が進展した繰り返し回数は約42000回と評価され,設計・建設規格から規定されるセットピン材料の許容繰り返し応力回数20000回を超えていることを発表した。
なお,
被告は東北地方太平洋沖地震発生から冷温停止に至るまでの間における主蒸
気逃がし安全弁の動作状況を明らかにしているところ,平成23年3月11日午後2時48分38秒にD弁の自動開放が開始されたのを最初として,同月15日午前1時15分51秒にF弁の手動開放が終了するまでの間,合計170回に及ぶ開操作が実施されている。このうち,セットピンが折損したD弁については,合計38回の開操作が実施されており,
特に原子炉圧力が急降下した時間帯で繰り返し開操作が行われ

ており,
この間の開操作がもたらした繰り返し荷重によってセットピンの折損が引き起こされた可能性も否定できない。
このセットピンは,ロワーリングの位置を固定する目的で取り付けられており,ロワーリングは,弁体の開き始めの動作を促進するための機能を有していることから,ロワーリングの位置がずれた場合には,弁本体の開操作に支障が生じ,圧力容器内を減圧させる工程に悪影響を及ぼすおそれがある。しかも,セットピンの折損,脱落した部分は,
主蒸気管から流れる蒸気に押されて主蒸気逃がし安全弁の内部又はサプレッションプールへと向かう配管内を移動することになる。このとき,弁本体とロワーリングとの隙間に折損した先端部が入り込んで固着すれば,主蒸気逃がし安全弁を完全に閉じることができなくなり,その結果,原子炉水位が大幅に下がって核燃料の冷却が不能となり,冷却材喪失事故を招くおそれが生じる。

⑵脆性破壊の危険があること
原子力発電は,圧力容器の内部で,燃料であるウラン235の核分裂反応によって発生する熱を蒸気に換え,その蒸気でタービンを回して発電する仕組みであり,圧力容器の金属材料である鋼材は,上記核分裂反応が継続する間,強力な中性子の照射を受け続ける。金属に中性子が照射されると,格子状に配列した金属の原子が配列の外
にはじき出される。
はじき出された原子は格子の空間部分へと移動し
(格子間原子)

それまで原子が存在していた格子点は欠陥点となる(空格子点)
。これら格子間原子
や空格子点は,移動や合体等を繰り返し,欠陥集合体を形成する。欠陥集合体は,金属に応力が作用した場合,
摩擦を与えたり固着を発生させたりして金属の変形を阻害
するなどし,金属の延性が低下し,脆性破壊を発生させる素地が形成される。この現
象を中性子照射脆化という。
金属材料は,温度の低下に伴って延性が減少していく性質を有しており,延性を喪失して脆性破壊を起こすおそれのある温度を脆性遷移温度という。金属材料が中性子照射を受ければ受ける程,脆性遷移温度が高温側に移行していく。このため,運転年数を重ねた原子力発電所は,脆性遷移温度が上昇している。

稼働中の圧力容器は非常に高温であるが,定期点検で運転を停止するなどして,圧力容器が低温下の環境に晒された場合,圧力容器内面にクラックなどの欠陥があると,その先端に生じる引っ張り応力の大きさが鋼材の破壊強度を超え,圧力容器の脆性破壊に至ることが想定される。
圧力容器は,
巨大で強い放射能を有しているなどの理由で交換することができないことから,
この圧力容器鋼材が中性子照射によってもろくなっている程度を監視するために炉内に監視試験片を入れておき定期的に取り出してもろさの状態を監視するという方策がとられている。しかし,監視試験片は,圧力容器壁の内側に配置されるから,中性子照射の条件も炉内水流の温度も,圧力容器鋼材そのものが受ける状況とは異なることや,
圧力容器鋼材の切り出し方向や位置によっても不純物の含有状況
が違い得ることから,照射脆化の状況が現実の圧力容器鋼材とは異なり得る。
実際,一般的な中性子照射脆化の傾向は,鋼材に中性子照射が続くと,上部棚吸収エネルギーが低下し,脆性遷移温度が高温側に上昇するものであるにもかかわらず,本件発電所の監視試験片を用いた試験結果は,脆性遷移温度の初期値が,母材,溶接金属,熱影響部のいずれも-25℃であったのに対して,最新の4回目の試験では,母材-10℃,溶接金属-27℃,熱影響部-30℃と脆性遷移温度がほとんど上昇
していないだけでなく,
溶接金属や熱影響部に至っては初期値よりも低くなるという
不自然な経過をたどっており,試験結果の信頼性を欠く。
(被告の主張)
⑴維持管理
本件発電所においては,
設計の際から経年劣化事象を想定して信頼性の高い材料を

採用するなどの対応を採っているが,それでもなお機器に生ずる経年劣化については,ある時に突然進展するようなものではなく,時間をかけて徐々に進展していく性質にあることを踏まえ,原子力発電所の状態を注意深く監視し,その結果により確認する経年劣化の徴候に応じて,補修等により適切に対処してきている。被告は,これまでも本件発電所の維持・管理に係る対応を通じて良好な安全運転の
実績を積み重ねてきたところ,本件発電所が平成29年11月27日をもって,最初に使用前検査に合格した日から起算して39年を経過することを踏まえ,特別点検を実施した上で,その結果等を踏まえ,運転開始から60年の間に生ずる原子炉その他の設備の劣化状況の評価を実施するとともに,運転開始後60年時点でも確実に健全性を維持できるよう長期保守管理方針を策定している。このようにして,本件発電所については,
安全上重要な設備の劣化状況等を踏まえた所要の対応を今後とも講じることから,運転期間60年を仮定しても,設備の経年劣化に対して十分な安全性を確保の上で運転を継続して行うことが可能である。
なお,原告らが挙げる個別の事象についての反論は,以下のとおりである。ア蒸気乾燥器のひび割れに係るもの
まず,原告らの指摘する平成21年9月14日に確認された事象は,蒸気乾燥器に
おける,
①プレナムパーテーションとフードとの溶接部における3箇所のひび割れと,②リフティングアイの回り止め溶接部における1箇所のひび割れとを内容とするものである。プレナムパーテーション(①)は,圧力容器プレナム部に蒸気を導く流路を構成すべく,隣接するフードを連結して,リフティングアイ(②)は,定期検査等で蒸気乾燥器を吊り上げ・吊り降ろす際の吊り具として用いるべくリフティングロッ
ドにねじ込むようにして,それぞれ設置されている。
被告は,①について,確認されたひび割れは小さく,プレナムパーテーションの蒸気の流路に係る機能に直ちに影響を与えるものではないが,ひび割れを除去して,応力集中を低減するとの補修を行うこととし,既にこの補修を実施している。また,②について,
それぞれのリフティングアイには緩みを防止すべく2箇所の回り止め溶接
が施工されていることから,
仮に確認されたひび割れが進展して回り止め溶接の全長
に貫通したとしても,
他方の回り止め溶接部によりリフティングアイが回転すること
はないなど,確認されたひび割れは補修を要するものではないが,上記のプレナムパーテーションの補修の際に併せてリフティングアイの補修を行うこととし,既にこの補修を実施している。

次に,原告らの指摘する平成24年7月4日に確認された事象は,蒸気乾燥器内のリフティングロッドの近傍にある底板における,1箇所のひび及び複数の指示模様を内容とするものである。ひび等が確認された基板は,主として,蒸気乾燥ユニットを支持するとともに,
蒸気乾燥器下部内側に入った湿分の高い蒸気を蒸気乾燥ユニット
に導くために設置されている。
被告は,使用環境等に照らした原因調査を実施し,応力腐食割れによるものと推定した上で,
底板にひびが確認された範囲は上下面とも底板を支えるサポートリング及びリフティングブロックという耐食性の高い溶接金属で囲まれた範囲であること,ひびが底板を貫通すると仮定しても,ひびが確認された範囲は上下面ともに耐食性の高い溶接金属で囲まれており,
進展はこの範囲内にとどまると考えられることなどから,
確認されたひびが蒸気乾燥器に与える影響はなく,現状において補修は必要ないと判
断し,定期的に目視点検により上記事象の進展状況及び類似箇所を確認している。以上のとおり,
被告は蒸気乾燥器のひび割れにつき適切に対応しているのであって,こうした対応にかかわらず,
ひび割れが進展して機器それ自体の破壊に至るとする原
告らの主張に理由はない。
イシュラウドサポートのひび割れに関する主張について

応力腐食割れは時間の経過とともに穏やかに亀裂が進展していく現象であり,応力腐食割れによる亀裂が機器の破損に至るような大きさに達するまでには相当の時間を要することから,点検によって亀裂が確認されたとしても,健全性を確認しながら原子力発電所の運転を続けるということも十分に可能である。原告らの主張は,ひび割れの存在をもって直ちに事故の危険性があるかのように述べるものであり,理由が
ない。
加えて,
被告は,
発電用原子力設備規格維持規格
(2008年版。
以下
維持規格
という。
)及び実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈(以下亀裂その他の欠陥の解釈という。
)を踏まえつつ,本
件発電所の基準地震動Ssを用いて,周方向のひび割れが進展していくと仮定した評
価を行い,運転期間60年を仮定しても安全性を確保できることを確認しており,その際,V8及びH7において確認されたひび割れの形状はいずれも軸方向であり,シュラウドサポートの健全性に支配的な影響を与える周方向の形状は確認されていないにもかかわらず,
周方向のひび割れが進展していくとの安全側の配慮を行っている。これまでの点検結果において,
上記評価に用いた亀裂進展速度を上回るひび割れは確
認されていない。
また,原告らはシュラウド本体にもひび割れが生じているかのように主張するが,本件発電所において,これまでに実施している目視点検の結果から,シュラウド本体に応力腐食割れは確認されていない。
以上のとおりであるから,
被告はシュラウドサポートのひび割れに係る事象につき
適切に対応しているのであって,こうした対応にかかわらず,シュラウドサポート等
のひび割れにより深刻な事故に至る危険性があるかのように述べる原告らの主張に理由はない。
ウ残留熱除去系海水系配管の減肉に関する主張について
被告は,
平成22年1月13日に確認された残留熱除去系海水系配管の一部に腐食跡が生じていたことを内容とする事象に関し,同系の機能が確保されるよう,減肉が
確認された当該配管を既に取り換えるなどの対応を講じている。
すなわち,被告は,上記事象につき原因調査を実施し,減肉の主なメカニズムとして,雨水が屋外にあるハッチから侵入した後,アンカーサポート架構に滴下するなどして残留熱除去系海水系配管に達し,更に,建屋壁貫通部のモルタルが同配管に向かってはみ出していたために,
同配管とモルタルとの隙間に雨水が浸み込み長期間にわ

たり湿潤環境となっていたことによるものと推定した。そして,上記推定を踏まえた対策として,
当該配管のうち必要最小厚さを下回っていた箇所について減肉部分の配管を撤去し復旧する,
充填したモルタルを壁面と平坦に仕上げるとともに当該配管の
アンカーサポート内の配管外表面状況について目視点検が可能となるような構造とするなどの対応を既に完了している。

以上のとおりであるから,被告は,減肉が確認された配管を復旧するとともに,今後の再発防止に向けた各種対応等も講じているにもかかわらず,残留熱除去系の減肉が再び発生することを前提とする原告らの主張に理由はない。
エ主蒸気逃がし安全弁の内部部品に関する主張について
被告は,平成23年9月26日に確認された主蒸気逃がし安全弁(D)(以下D弁という。
)の内部部品であるセットピンの折損・脱落について,主蒸気逃がし安全弁の安全弁機能が確保されるよう,以下のとおり,交換を行うなどの対応を講じている。
すなわち,本件発電所では,圧力バウンダリの過圧による損傷を防止すべく,18個の主蒸気逃がし安全弁を設けており(そのうちの一つがD弁である。,逃がし弁機)
能と,そのバックアップとしての安全弁機能とが備わっている。セットピンは,安全
弁機能に関する部品として,
安全弁機能の設計圧力に相当する蒸気が主蒸気逃がし安
全弁の入口に到達して開弁する際に,その動作を促進する下部リングを固定すべく設置されているものである。
被告は,主蒸気逃がし安全弁の上記構造を踏まえた原因調査を実施し,折損の主なメカニズムとして,
ロワーリングとセットピンとの隙間が管理値と比較し大きかった

ために過大な曲げ応力が発生したこと,セットピンの形状変化部において応力集中により初期亀裂が発生し,
その後の弁作動による繰り返し荷重により亀裂が進展して折
損に至ったものと推定した。そして,上記推定を踏まえた対策として,折損したセットピンにつき交換を行う,
交換後の新しいセットピンとロワーリングとの間の隙間に
つき管理値を定め調整するなどの対応を既に行っている。

以上のとおりであるから,被告は,折損の発生していない内部部品を含め,全て交換するとともに,今後の再発防止に向けた各種対応等も講じているにもかかわらず,主蒸気逃がし安全弁の内部部品が再び折損することを前提とする原告らの主張に理由はない。
⑵中性子照射脆化

金属材料には,一般に,ある温度以下になると靭性(破壊に対する抵抗)が低下して脆くなる性質(脆性)があって,この脆性的破壊挙動を示し始める目安となる温度である脆性遷移温度は,中性子照射によって上昇する。
また,金属材料の脆性遷移温度の初期値及びその上昇の程度は,①材料の種類,②材料中の不純物の含有量,③材料に対する熱処理の方法によって左右される。これらのことは,本件発電所の設計・建設時点で既に知られていたことから,被告は,本件発電所の設計・建設に当たり,圧力容器につき,材料として高い靭性を有する低合金鋼を使用
(上記①)材料中の不純物の含有量を十分低く抑えるし,
(上記②)
とともに,焼入れ・焼戻しの熱処理を施す(上記③)との中性子照射脆化に対する健全性の確保のための対応を採った。また,圧力容器の脆化傾向の確認のため,圧力容器と同一の鋼材
(圧力容器用鋼材)
から取り出した監視試験片をその内部に設置の上,

これらを計画的に取り出し評価に用いることとした。
このように,被告は,設計・建設段階における中性子照射脆化に対する健全性の確保のための対応に加えて,運転段階においては,監視試験片を用いた圧力容器の中性子照射による脆化傾向の確認,供用期間中検査等による健全性の確認,冷却材の温度制限による管理等を行い,圧力容器の健全性を確保してきている。
これらの従前の対応,特別点検の結果等を踏まえて劣化状況評価を行い,この結果に照らし,本件発電所においては,運転期間60年を仮定しても,圧力容器が脆性破壊に至るおそれを生ずることなく,継続して運転を行うことが可能であることを確認した。
監視試験片について,被告は,日本電気協会による原子炉構造材の監視試験方法JEAC4201-2007(以下同規程をJEAC4201といい,特定の作成年度のものを指す場合はJEAC4201-2007などという。)等を踏まえて,照射前の監視試験片を用いた試験(照射前試験)及び圧力容器の内側の炉心に近い位置に設置した照射後の監視試験片を用いた試験(照射後試験)を行い,圧力容器の脆化傾向に係るデータを実測している。

具体的には,
これまで,
照射前試験に加え,
合計4回の照射後試験
(第1回試験
(昭
和56年9月),第2回試験(昭和61年2月),第3回試験(平成10年1月),第4回試験(平成26年2月))を行っており,その際,低温から高温まで変化させた試験温度の下で,複数の監視試験片を用いたシャルピー衝撃試験を行い,その吸収エネルギーを実測している。一般には,中性子照射量が多くなるにつれて中性子照射脆化が進んで,
関連温度の移行量は増加しつつ上部棚吸収エネルギーは低下するようにして遷移曲線が移行するが,
これまでの第1回から第4回までの試験結果に基づく
遷移曲線はそうした傾向になく,顕著な脆化は認められない。原告らは,被告の監視試験片による試験結果が一般的な中性子照射脆化の傾向と異なり,脆性遷移温度が初期値よりも低くなっているものもあり,試験の信頼性を欠くと主張するが,不純物成分を抑えた圧力容器から切り出した監視試験片の中性子照射量が比較的小さい場合,
照射前後の衝撃試験の結果に有意な差が生じ得ないことがあり,このような場合に照射後の遷移温度の移行量が負の値を示すこともあり得るとされていることに照らし,何ら特異なものではない。
また,被告は,JEAC4201等を踏まえて,所定の時期に,関連温度移行量及び上部棚吸収エネルギーの減少率を算出するなどして,将来の圧力容器の脆化傾向を
予測しており,本件運転期間延長認可申請等を行うに当たっては,第4回試験の結果等を用いて運転開始後40年,60年に相当する時点での脆化傾向を予測している。これら予測のうち,母材の関連温度については,その関連温度初期値である-25℃に,
マージンとして18℃を上乗せするなどして算出した関連温度移行量の予測値(運転開始後40年に相当する時点では約30℃,運転開始後60年に相当する時
点では約36℃)を加えて,運転開始後40年に相当する時点では5℃,運転開始後60年に相当する時点では11℃と,それぞれの関連温度を評価している。この評価に当たり用いたJEAC4201-2007[2013年追補版]に示されている予測式は,平成24年6月末時点での我が国の原子力発電所(PWR・BWR)の母材と溶接金属の監視試験データ279点,同月末時点での我が国の原子力発電所(PW
R)の標準材データ54点,試験炉照射材データ38点を用いて導出されたものであり,原子力規制委員会において,海外予測式と比較するなどして,技術的に妥当なものであることが確認されている。
さらに,被告は,供用期間中検査として,圧力容器胴部の周方向溶接部及び長手方向溶接部についての超音波探傷検査を行い有意な欠陥がないことを確認するとともに,漏えい試験を行い健全性に問題がないことを確認している。
加えて,本件運転期間延長認可申請等に際しては,特別点検として,圧力容器の炉心領域部の母材及び溶接部に対して超音波探傷検査を行い,同様に有意な欠陥がないことを確認している。
第8争点8(立地審査及び避難計画)について
1争点8-1(立地審査)について

(原告らの主張)
立地審査指針は,平成24年改正前の原子炉等規制法24条1項4号の災害の防止上支障がないことの要件該当性の審査において用いられていたものであり,現在も廃止はされていないが,被告はこれを適用していない。
立地審査指針は,原則的立地条件⑵原子炉は,その安全防護施設との関連において十分に公衆から離れていること及び同⑶原子炉の敷地は,その周辺も含め,必要に応じ公衆に対して適切な措置を講じうる環境にあることを定め,これらの原則的立地条件を踏まえて基本的目標a敷地周辺の事象,原子炉の特性,安全防護施設等を考慮し,技術的見地からみて,最悪の場合には起るかもしれないと考えられる重大な事故(以下では,設置許可基準規則にいう「重大事故と区別するため,旧重大事故という。
)の発生を仮定しても,周辺の公衆に放射線障害を与えないこと」,同
b
更に,旧重大事故を超えるような技術的見地からは起るとは考えられない事故(以下「仮想事故という。(例えば,旧重大事故を想定する際には効果を期待した安全)
防護施設のうちいくつかが動作しないと仮想し,それに相当する放射性物質の放散を仮想するもの)
の発生を仮想しても,
周辺の公衆に著しい放射線災害を与えないこと」

及び同cなお,仮想事故の場合には,集団線量に対する影響が十分に小さいことを定め,基本的目標aを達成するため,立地審査の指針2.1原子炉の周囲は,原子炉からある距離の範囲内は非居住区域であることを,基本的目標bを達成するため,立地審査の指針2.2原子炉からある距離の範囲内であって,非居住区域の外側の地帯は,低人口地帯であることを,同cを達成するため,立地審査の指針2.3原子炉敷地は,人口密集地帯からある距離だけ離れていることの確認を要求している。
事故を起こさないように,設計,建設,運転及び保守を行うことは原子力発電所の安全を確保する上で必須であるが,
深層防護の考え方によれば,
前段否定の考え方
(各
層における安全対策が破られることがあることを前提に次の層の安全対策を考えること)に基づき,事故は起きると考え,事故発生時の備えを考えなければならない。
立地審査指針は,
旧重大事故及び仮想事故について軽易な想定をしたために福島第一発電所事故による被害を防ぐことができなかったが,万が一の事故が起きた場合に,公衆の安全を確保するためには,立地審査指針の本来の字義どおりに旧重大事故を技術的見地からみて最悪の場合には起こるかもしれない重大な事故,仮想事故を重大事故を超えるような技術的見地からは起こるとは考えられない重大な事故として想定
した上で,原則的立地条件⑵及び⑶(そのための基本的目標及び立地審査の指針を含む。以下本項において同じ。
)を適用することが必要である。
これに対し,被告は,原則的立地条件⑵は,無条件に格納容器が健全であることを前提とするものであったのに対し,設置許可基準規則は,炉心の著しい損傷や格納容器破損に至りかねない事象を具体的に想定した上で重大事故等対策の有効性評価を
求めることによって原則的立地条件⑵をより強化していると主張するが,万が一重大事故等対策が功を奏しなかった場合を想定しない考え方であり,深層防護に反する。次に,被告は,原則的立地条件⑶について,原子力災害対策特別措置法の制定等により原子力災害対策が強化されたこと及び有効性評価ガイドにおいて格納容器破損モードにおける放射性物質(セシウム137)の放出が100Tbqに収まることを
確認することとしたことにより,
原則的立地条件⑶よりも対策が強化されているため,立地審査指針は適用しなくてもよいと主張するが,原子力災害対策があったとしても,原子炉施設と周辺公衆の離隔は必要であるし,原子炉施設で重大事故が発生した場合に避難が実効的であるためには施設周辺は低人口地帯でなければならず,原子力防災対策が立地審査指針で要求する低人口地帯に代替するというのは本末転倒の主張である。また,格納容器破損の場合にセシウム137の放出量が100Tbq以内に収まると想定するのは,深層防護の考え方に反するものである。
実際,福島第一発電所事故においては,同発電所から半径80km圏内にまで高濃度の放射性物質が放出され,
半径30kmの地域では未だに帰還できない地域が存在
する。福島第一発電所事故を踏まえるならば,万が一事故が起きた場合に周辺公衆の安全を図るためには,
少なくとも原子炉施設から半径30km圏内は非居住区域とす

ることが求められる。仮にそうでないとしても,少なくとも原子炉施設から半径30km圏内は低人口地帯とし,人口密集地帯と原子炉施設は,30km以上離れていなければならない。
半径30km圏内に94万人以上が居住する本件発電所において著しい炉心損傷が発生し,格納容器が破損した場合,住民が放射線被害を受けることなく避難するこ
とは困難である。原子力規制委員会が原子力災害対策指針で避難指針を規定しても,人口密集地帯である本件発電所周辺の住民の避難が困難である現実は変わらない。よって,本件発電所は,立地審査指針によれば立地不適であるところ,本件設置変更許可は,立地審査指針が存在するにもかかわらず,これを満たすかどうかについての審査がされていないためその適合性判断に過誤,欠落があり,仮に新規制基準にお
いて立地審査指針の適用がないとすれば,立地審査指針のような人口帯との離隔に関する立地審査を欠く新規制基準は不合理である。
(被告の主張)
立地審査指針における原則的立地条件と,原子炉等規制法の定める設置許可基準規則を含む現行の法体系との関係をみれば,立地審査指針が果たしていた目的は現行の
法体系において十分に達成・強化され,被告は,この法体系の下で,適切な措置を講じている。
まず,立地審査指針の定める原則的立地条件⑴は,原子炉施設の安全性に関して地震などの自然事象や外部人為事象(故意によるものは除く。)といった外部事象の影響について定めたものであり,大きな事故の誘因となる外部事象がなく,また,災害を拡大するような外部事象も少ない地点を選ぶことを要求するものである。これに対し,設置許可基準規則は,地盤(同規則3条),地震(同規則4条),津波(同規則5条)及びその他火山や竜巻等の外部事象(同規則6条)などによる損傷防止の観点から,個別具体的に要求事項を定めている。このように,原則的立地条件⑴については,実質的に規制基準として採用されているところ,被告は,東北地方太平洋地震を含む最新の知見を取り入れて,上記各規定を踏まえた検討ないし評価を行い,本件発
電所の安全性を確保できることを確認している。
次に,原則的立地条件⑵は,原子炉施設で発生し得る大きな事故が敷地周辺の公衆に放射線による急性障害等の放射線による確定的影響を与えないための要求であり,原子炉施設の公衆からの一定の離隔を要求するものである。平成24年改正前の原子炉等規制法は,
シビアアクシデント対策を事業者の自主的な対応として位置付けてお
り,かかる状況下において,原則的立地条件⑵は,旧重大事故(立地審査指針におけるものであり,設置許可基準規則における重大事故とは異なる意味である。)を想定した上で人に対する目安線量を設定してその条件を満たす離隔距離の確保を要求することで,一定の役割を果たしてきたが,無条件に格納容器が健全であることを前提に評価していた。これに対し,設置許可基準規則は,新たに重大事故等対策を規
定し,万一,炉心損傷等の重大事故等が生じた場合につき,放射性物質の異常な水準の放出を防止ないし抑制するための重大事故等対策に係る規定を定め(同規則37条以下),炉心の著しい損傷や格納容器破損に至りかねない事象を具体的に想定した上で重大事故等対策自体の有効性を評価することを求めている。このように,原則的立地条件⑵については,設置許可基準規則においてより強化され,被告は,同規則を踏
まえた有効性評価を適切に行っている。
そして,原則的立地条件⑶は,原子炉施設周辺の社会環境の影響が小さい場所を選ぶためのもので,
必要に応じ防災活動を講じ得る環境にあることも意図したものである。これに対し,現行の法体系の下では,同指針の策定された昭和39年当時には制定されていなかった原子力災害対策特別措置法(平成11年法律156号)が制定され,平成23年の東日本大震災の発生を契機に,原子力災害対策指針において,段階的避難の考え方が導入され,防護措置の判断基準を具体的に規定されるなどして,原子力災害対策の充実と強化が行われるなどしている(原子力災害対策指針前文)。さらに,社会的影響を考慮するため,環境保全(原子力基本法2条2項,原子炉等規制法1条)の観点から,放射性物質の総放出量を規制することとし,その対象核種としては,福島第一発電所事故の知見等を踏まえ,長期間帰還できない地域を生じさせな
いよう,想定される放出量が多く,半減期が長いセシウム137とされている。すなわち,有効性評価ガイド3.2.1⑹は,格納容器破損防止対策の有効性評価において,想定する格納容器破損モードに対して,セシウム137の放出量が100Bqを下回っていることを確認するものとしている。このように,原則的立地条件⑶については,設置許可基準規則を含む現行の法体系において,より強化されている。
以上のように,現行の法体系は,立地審査指針における要求事項を十分に果たすものとなっており,そして,この法体系の下で,被告は適切に措置を講じている。これらに関し,原子力規制委員会も,本件意見公募手続における立地評価に係る意見に対し,放射線リスクの社会的影響に対する評価として,立地審査指針では,大人口が極めて低線量の被ばくを受けることを含んだ集団線量の見地に基づいて評価し
たが,福島第一発電所事故を踏まえ,半減期の長い放射性物質の総放出量という観点から規制を行うことが合理的であり,環境保全の観点からも適切であることから,新規制基準においては,
原子力発電所の近隣に住む住民が長期避難を余儀なくされる可
能性がある放射性物質の放出を制限するため,想定される放出量が多く,半減期が約30年と長いセシウム137の放出量を元に評価することとしており,放射性物質の
異常な水準の放出を防止するという観点から重大事故等対策の有効性を確認している旨回答している。
これらを何ら踏まえることなく,新規制基準が不合理であるとする原告らの主張には理由がない。
2争点8-2(避難計画)について
(原告らの主張)
⑴新規制基準の不合理性
大量の放射性物質を内包する原子力発電所においては,事故が発生した場合に一つの対策が奏功しないときは次の対策により,それが破られたときは更に次の対策で,第1から第5の防護レベルまでの対策を設け,放射性物質を施設の外部に出さない,あるいは影響を最小限に抑えるという深層防護の考え方が採用されている。このよう

な原子力発電所の安全設計思想である深層防護の考え方からすれば,深層防護の第5
の防護レベルである緊急時対策,避難計画等の策定により人命に危険が及ばないようにすることにつき,原子力規制委員会が,原子力安全規制の一環として実効的な避難計画の審査や検証をした上で,審査対象となる原子力発電所の建設及び運転の許可がされるべきである。また,新規制基準は,従来審査基準の一つとされていた立地審査
指針を採用せず,
原子力発電所を人口密集地帯から隔離すべきとの要件を外していることから,避難計画は一層重要なものとなっている。
被告は,
原子力災害対策特別措置法によって第5の防護レベルの安全対策が図られているなどと主張するが,同法の下において,避難計画を含む地域防災計画は,原子力災害対策指針により原子炉施設から半径30kmの圏内の自治体にのみ求められ,
その現状は,実質的には原子力防災の事前計画や住民避難計画,事故後の地域全体の生存責任まで自治体任せになっている。
したがって,
深層防護の第5の防護レベルである避難計画等を審査の対象としない新規制基準は不合理である。
⑵実効性のある避難計画が存在せず,深層防護の第5の防護レベルが達成されて
いないこと
ア本件発電所の事故に対する避難計画の策定状況が不十分であること現行の原子力災害対策の法体系の下において,本件発電所の事故に対する住民の避難計画は,極めて不十分なものしか策定されておらず,実効性は全く担保されていない。すなわち,深層防護の第5の防護レベルの要請が全うされていない。(ア)原子力災害対策指針について
原子力規制委員会は,原子力災害予防対策,緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策の円滑な実施を確保するための指針
(原子力災害対策指針)
を定めるものとされ,
同指針においては,
原子力災害対策を重点的に実施すべき区域の設定に関する事項等
を定めるものとされている
(原子力災害対策特別措置法6条の2)地方公共団体は,

同指針に従い,防災計画を策定するものとされるが,中でも,生命・身体の安全に関
わる避難計画の実効性は重要である。
原子力災害対策指針の要点は,第一に地域防災計画を策定すべき地域を設定したことにある。避難計画を含む地域防災計画を策定すべき範囲は,原子力災害対策重点区域を目安としてその自然的,社会周辺状況等を勘案して定めることとされ,原子力災害対策重点区域は,発電用原子炉施設からおおむね半径5kmを目安とする区域(P
AZ:PrecautionaryActionZone予防的防護措置を準備する区域。放射性物質が放出される前の段階から予防的に避難などを行う区域)及びおおむね半径30kmを目安とする区域(UPZ:UrgentProtectiveActionPlanningZone緊急時防護措置を準備する区域。予防的な防護措置を含め,段階的に屋内待避,避難,一時移転を行う区域)から成る。

第二の要点は,
避難などの防護措置を発動する判断基準に新しい概念が導入されたことにある。新しい概念とは,原子力発電所の状態等に基づき,警戒事態,施設敷地緊急事態,
全面緊急事態の三段階の緊急事態区分であり,
その区分を判断する基準
(E
AL)が設けられた。PAZでは,EALで上記区分のいずれかに該当すれば避難することになり,UPZでは,全面緊急事態となった場合に,放射性物質の放出前の段
階で屋内退避を実施し,
その後原子力災害対策本部が緊急時モニタリングの結果に基
づき空間放射線量率が一定値以上となる地域を特定し,当該区域の住民は,原子力災害対策本部の指示により一時移転を実施することになる。
もっとも,原子力規制委員会は,当初,同指針の中で,PPAという区域についても記載し,おおむね半径30km圏の外で50ないし60kmの区域においても,屋内退避や安定ヨウ素剤の配布の準備の必要性を検討してきた経緯があるように,避難計画の策定範囲が30km圏とされているのは,必ずしも決定的な根拠に基づくものではない。事故の規模や気象条件によって避難の必要な範囲は広がり得るのであり,実際に福島第一発電所事故では,避難勧告地域が60kmまでに及んでいる。半径30km圏内を超えた範囲の自治体において避難計画等の準備が不要ということはできない。

(イ)茨城県広域避難計画について
都道府県に設置される都道府県防災会議は,原子力災害について都道府県地域防災計画を作成し,
PAZ及びUPZの住民の広域避難計画の作成を行うものとされている。
茨城県が平成27年3月に策定し,同31年3月に改定した原子力災害に備えた茨城県広域避難計画においては,
①あらかじめ避難先及び避難経路等を定めること,②PAZ(本件発電所から半径5km圏内)の避難を先行させ,UPZ(本件発電所から半径5~30km圏内)の住民はまず,屋内退避とした上で,段階的な避難とすること,③同一地区の住民の避難先は,同一地区に確保するように努め,④要配慮者(高齢者,障害者,外国人,乳幼児,妊産婦,入院患者等)についてより安全かつ迅
速に避難を図ること,⑤住民の避難手段は自家用自動車避難を基本とし,要配慮者や自動車を持たない住民は公的機関が手配したバス,福祉車両,自衛隊車両を利用すること,⑥複合災害における避難についても想定することが定められている。しかし,本件発電所については,PAZの住民が8万人,UPZの住民が88万人いるのである。

そして,UPZの住民が安全に屋内退避できる施設はない。88万人に及ぶUPZの住民が段階的避難とされているが,段階的な避難を守らず自発的避難行動が起こることは間違いなく,交通渋滞などの様々な混乱が生じ,避難先や避難ルートなどの事前計画の実施は困難となることが容易に予想される。また,自家用車による避難を基本としている点からも,交通渋滞が発生し,避難遅れによる被ばくの可能性がある。さらに,要配慮者への対策は極めて困難であり,公的機関が手配するバスについても,手配可能な容量の限界,運転手の安全対策及び人員確保の困難性といった問題がある。また,複合災害を想定するとしているが,風向きでの二方向避難の計画作成が困難でできておらず,
避難経路上の交通障害の発生や原子力複合災害時の対応も全く
できていない。
このように,茨城県広域避難計画には,避難計画としての実効性がない。
さらに,茨城県広域避難計画では,住民等の避難退域時検査(スクリーニング)及び除染を行うものとしているが,
その対象者は94万人に上るところ,
具体的な手段・
方法は未確定であり,
本件発電所事故の避難時にそのような検査を94万人に実施で
きるのか不明である。
(ウ)市町村の避難計画について

市町村に設置される市町村防災会議は,原子力災害について市町村防災計画を作成し,広域避難計画に則った避難計画の作成を行うものとされている。例えば,東海村はその全域がPAZの5km圏内であり,住民約3万8000人がUPZ外の取手市,
守谷市及びつくばみらい市の3市の避難所に避難する計画となっ
ており,避難経路としては常磐高速道及び東水戸道路が予定されているが,渋滞等の
危険が存在する。茨城県によるシミュレーションでは,設定条件(天候,一部道路不通,交通規制状況等)によるが,5km圏内からの脱出だけでも相当の時間が掛かることが示されている。
平成30年12月25日までに,本件発電所からUPZの30km圏内の14市町村のうち,
大子町を除く13市町村が避難先の地方公共団体との間で広域避難に関す
る協定の締結に至っており,このうち,笠間市,常陸太田市,常陸大宮市,鉾田市の4市のみが避難計画を策定しているが,その内容は移動手段の確保などの観点から,現実に避難を行うにはあまりにも不十分なものである。
なお,各避難計画においては,小中高等学校の体育館が一時避難先とされることがほとんどである。しかし,現在,新型コロナウイルスによる感染症が流行しており,感染対策として,
密閉密集及び密接の3密を回避することが必要とさ

れ,体育館等ではこれを回避することができないため,多数の避難先を確保して分散退避するなど,感染症対策を考慮した避難計画とする必要があるが,そのような計画の策定は著しく困難である。
イ原告らの避難の困難性
(ア)
本件発電所から原告らの住所までの距離は,
当事者目録1記載のとおりであり,

PAZ圏内に居住する者は6名,UPZに居住する者は70名である。しかし,PAZ及びUPZにおいても,
実効性のある避難計画は策定されていないことは前記アの
とおりである。
(イ)次に,本件発電所の炉内に内蔵されているセシウムが事故により1割放出されたと想定し,
北東の風2.
0m毎時,
気象安定度Dとするシミュレーションにおいて,

PAZは放射性物質の放出前の避難に成功したものとしても,その外側のひたちなか市,水戸市では急性被害が発生し急性死者は約4万2600人,その他の茨城県内及び首都圏での晩発性死者は約71万7000人との試算がある。
原子力災害対策指針では,原子力発電所から30km圏内(UPZ)では,屋内退避を原則とするが,緊急時モニタリングにより500μSv/hに該当した場合は数
時間を目処に区域を特定し避難等を実施し,同じく20μSv/hに該当した場合には1日以内を目処に区域を特定し地域生産物の摂取を制限するとともに1週間以内に一時移転を実施するとしている。この基準により上記の事故に対して避難範囲を推定すれば,茨城県はもとより埼玉県の風下側全域が避難対象範囲となり,東京都及び神奈川県の風下側全域についても一時移転が必要となる。このような事態に対応し得
る避難計画等は,検討すらされていない。この避難範囲には,小美玉市,石岡市,かすみがうら市,土浦市,つくば市,阿見町,牛久市,つくばみらい市,常総市,坂東市,取手市,守谷市といった茨城県の主要な市町が含まれ,原告らの中にはこれらの市町に居住している者が多数いる。
(ウ)このような状況下において事故が起きれば,PAZ又はUPZ圏内に居住する者を含む原告らは,
避難をすることができずに被ばくする可能性が高く,
生命,
身体,
健康が害され,経済的,社会的にも不可逆的な被害を受けることになり,原告らの人格権は侵害される。
したがって,
避難計画の策定を中心とする深層防護第5の防護レベルの要請が全うされていない本件発電所を稼働することは,原告らの生命,身体,健康が侵害される具体的危険を生じさせるから,差止請求は認められるべきである。
(被告の主張)
⑴新規制基準が不合理ではないこと
ア原告らは,設置許可基準規則において,十分な緊急時計画の策定を許可要件とする旨を定めなければならないとし,設置許可基準規則において,避難計画に係る規定を定めていないことが不合理であるかのように主張する。

しかしながら,我が国の法体系において,避難計画に関する事項等の原子力災害対策に関する事項については,原子力災害対策特別措置法において規定されており,原子炉等規制法43条の3の8第1項,2項,同法43条の3の6第1項4号の定める発電用原子炉の設置(変更)許可の基準とはされていない。避難計画に関する事項等の原子力災害対策に関する事項が,原子炉等規制法において発電用原子炉の設置(変
更)許可の基準とされていない以上,同基準の内容を定めた設置許可基準規則において上記事項が規定されていないことはむしろ当然というべきであって,このことから同規則が不合理ということはできない。以上により,設置許可基準規則において緊急時の避難計画に係る規定がないことが不合理であるとする原告らの主張には理由がない。

イまた,
原子力災害対策が実質的に自治体任せであるとの原告らの主張も誤りである。我が国の原子力災害対策は,災害対策基本法,原子力災害対策特別措置法等に従い,国(中央防災会議による防災基本計画の作成,原子力規制委員会による原子力災害対策指針の制定,内閣府による財政的支援,原子力防災会議・地域原子力防災協議会の設置による地域防災計画の具体化・充実化の支援等),地方公共団体(地域防災計画・避難計画の作成,地域原子力防災協議会への参加等),原子力事業者(原子力防災管理者の選任,原子力防災管理者の通報義務,原子力事業者防災業務計画の作成,
地域防災計画作成の支援等)
等が連携して,
それぞれがその責務を有し,
万が一,
放射性物質を環境へ大量に放出するような事態が発生した場合にも備えて,適切に原子力災害対策を講じることとされている。


避難計画の策定状況によって人格権侵害の具体的危険の有無が決せられるも
のではないこと
ア放射性物質の異常放出が生じる具体的危険はないこと
被告は,本件発電所について,放射性物質の有する危険を顕在化させないよう,自然条件に十分に配慮した上で,多重の障壁により放射性物質を閉じ込め,通常運転時における放出を極力低く抑えるとともに,放射性物質が環境に異常に放出されること
を未然に防止するための事故防止対策を講じるなどした上で,
その設計・建設以降も,
維持管理を継続的に実施しながら,自然条件に係る最新の知見を踏まえるなど必要な対応を行ってきている。
このような対応の下で確保される本件発電所の安全性に照ら
し,
原告らの人格権侵害を生ずるような放射性物質の異常放出が生じる具体的危険性はおよそ考え難い。原告らの主張は,これらの被告の各般の対応を具体的に論ずるこ
ともなく,
放射性物質が環境に異常に放出されるという事態を当然の前提とした上で,避難計画の有無やその内容によってのみ人格権侵害の具体的危険性の有無を判断するよう求めるものであって,およそ不合理なものである。
加えて,原告らは,現時点における本件発電所に関する避難計画の策定の状況を挙げてるる主張するが,同発電所を含む原子力発電所における避難計画については,避
難計画の策定はもとより,
その策定後の防災訓練の実施による実効性の検証等の対応
を重ねて,原子力事業者や関係機関において不断に改善・強化がなされていくものである。
イ本件発電所の位置する東海第二地域の検討状況
(ア)本件発電所の位置する東海第二地域においては,現在,前記⑴イで述べた枠組みの下で,それぞれの責務を踏まえた対応が継続して行われているところである。具体的には,茨城県は,防災基本計画(原子力災害対策編)に基づき,茨城県地域防災計画(原子力災害対策計画編)を作成し,また,同計画に基づき,平成27年3月,原子力災害対策重点区域に係る市町村の住民等の広域的な避難,避難先,避難経路,避難手段等を定めた原子力災害に備えた茨城県広域避難計画を作成し,平成31年3月に避難対象人口の修正等を内容とする改訂を行った。茨城県広域避難計画
については,その実効性を高めるため,引き続き,県外の避難先確保等の事項について検討を進め,その結果を同計画に順次反映するものとされている。また,市町村の広域避難計画については,本件発電所から半径30km圏内の14市町村のうち,笠間市,常陸太田市,常陸大宮市,鉾田市及び大子町が広域避難計画を策定しており,その他の市町村においては,これらの作成に向けて検討が進められ
ている最中である。既に避難計画を策定した市町村においても,今後の検討課題等を踏まえて避難計画の実効性を高める検討がされている。広域避難に関する協定については,上記14市町村のうち,自町内避難を講ずる大子町を除く13市町村において締結されている。東海村は,令和元年6月,避難先の地方公共団体,国,県,警察,陸上自衛隊等関係機関の協力の下,3回目の避難訓練を実施し,同年12月に東海村
広域避難計画(案)に関し住民意見交換会を行い意見等の取りまとめを行った。常陸太田市は平成31年3月に,
日立市は令和元年11月にそれぞれ避難訓練を実施する
など,各市町村における取り組みが継続して行われている。被告は,本件発電所に係る原子力災害対策につき,現在まで,例えば,原子力災害予防対策,緊急事態応急対策及び原子力災害事後対策その他原子力災害の発生及び拡大を防止し,並びに原子力
災害の復旧を図るために,
緊急事態区分に応じた関係機関への通報並びに原子力防災
要員の配置及び原子力防災資機材の備付け等について定めた原子力事業者防災業務計画を作成し,必要に応じて修正している。この作成又は修正に当たっては,茨城県等の地域防災計画との整合を図るため,あらかじめ茨城県知事等と協議している。そして,原子力事業者防災業務計画を修正した場合には,速やかに内閣総理大臣及び原子力規制委員会に届け出ている。そのほか,地域原子力防災会議の作業部会にオブザーバー又は説明者として出席するなどして地方公共団体における避難計画を含む地域防災計画(原子力災害対策編)の作成状況や課題等を共有し,協力,支援等の検討を進めることなどを通じ,地域防災計画(原子力災害対策編)の作成等に関し支援等の準備を行っている。
現在,
関係地方公共団体とともに国も出席する東海第二地域原子力防災協議会作業
部会において,地域防災計画及び広域避難計画の具体化・充実化等の議論が進められている。東海第二地域原子力防災協議会作業部会は,至近では令和2年3月19日に開催され,内閣府,原子力規制庁,経済産業省・資源エネルギー庁,本件発電所から30km圏内の各市町村を含む関係自治体が出席し,被告もオブザーバーとして参加した。今後,避難計画を含む緊急時対応について,関係地方公共団体によって同計画
が作成された後,地域原子力防災協議会の作業部会における検討を経た上で,同協議会において,合理的かつ具体的なものとなっていることが確認され,更に,原子力防災会議に報告され,了承されるよう手続が進められていく。
(イ)原告らが課題であるなどとして列挙する事項についても,具体的に検討が進められているものも少なくない。例えば,東海第二地域原子力防災協議会の作業部会に
おいて,
在宅の要配慮者の把握とその支援者の確保や安定ヨウ素剤の緊急時配布などに関し検討を進めていくこととされるなど,今後も引き続き,避難計画を含む地域防災計画(原子力災害対策編)の具体化・充実化が図られていく。また,茨城県広域避難計画では,県外の避難先の確保,スクリーニング体制,安定ヨウ素剤の配布体制,複合災害の対応といった事項については,今後の課題として,広域避難計画の実効性
を高めるため,引き続き検討を進め,その結果を計画に順次反映させていくこととしている。そして,避難した住民を受け入れる地方公共団体との関係についても,平成30年12月25日までに広域避難に関する協定の締結が完了し,避難の受入先が確保されており,今後は,避難受入れの具体的な体制整備等が図られていく。これらのことから,
本件発電所の安全性の確保に向けた被告の各般の対応を具体的
に論ずることなく放射性物質が環境に異常に放出されるという事態を当然の前提とした上で,現時点における避難計画の策定等の状況を挙げて,原告らの人格権が侵害されるかのように述べる原告らの主張には理由はない。
第9争点9(東海再処理施設との複合災害の危険性)について
(原告らの主張)
設置許可基準規則6条3項は,
安全施設は,工場等内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの(故意によるものを除く。)に対して安全機能を損なわないものでなければならない。と定められており,同解釈によれば,

発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの(故意によるものを除く。

)とは,
敷地及び敷地周辺の状況を基に選択されるものであり,
飛来物
(航

空機落下等)
,ダムの崩壊,爆発,近隣工場等の火災,有毒ガス,船舶の衝突又は電磁的障害等をいう,とされている(設置許可基準規則解釈6条8項)。また,原子力規制
委員会が平成30年11月28日に出した近接の原子力施設からの影響に係る審査について(案)(以下「近接原子力施設からの影響審査についてという。」
)は,周辺
原子力施設の事故からの影響は,他の外部事象と同様に,申請施設に係る審査におい
て考慮するという基本的な考え方に立ち,申請施設の審査において影響を考慮する周辺原子力施設は,重大事故などの考慮を要する施設であって,当該周辺原子力施設のPAZ(施設からおおむね半径5kmの区域である。
)内に施設が立地する場合を含
むとしている。
そして,国立研究開発法人日本原子力研究開発機構(以下原子力機構という。)

の核燃料サイクル工学研究所に設置されている再処理施設(以下東海再処理施設という。
)は,本件発電所から2.8kmとPAZ圏内に所在し,重大事故の危険のある周辺原子力施設であるから,
その事故からの影響を本件設置変更許可において考慮
しなければならないはずである。
原子力機構は,平成26年9月には同施設の廃止の方針を決めたものの,同施設には30年の運転期間に蓄積された放射性廃棄物が存在する。
中でも,
高放射性廃液は,
絶えず崩壊熱を発しており,
その発熱量は原子力発電所の使用済燃料に比べて少ない
が,
冷却し続けなければ温度が上昇し,
一定時間が経過すれば沸騰が始まり,
その後,
蒸発,乾固し,やがて爆発に至る。また,溶液中の水の放射線分解により発生する水素を施設外に排出するために圧搾空気が施設内に送り込まれているが,電源が喪失して水素の掃気ができなくなれば,水素濃度が上昇し,水素爆発に至る危険もある。そ
のため,
崩壊熱除去機能や水素換気機能が喪失すれば爆発ないし水素爆発に至る危険がある。
原子力機構は,
平成28年1月に高放射性廃液のガラス固化作業を開始したものの,トラブルにより作業が中断し,
平成29年1月に再開するも再び搬送クレーンの不具
合により作業を停止し,その後も運転と停止を小刻みに繰り返した後,同年6月から
2年にわたり作業を停止し,令和元年7月に再開するも,約2週間後に溶融炉のトラブルのため,中断した。原子力機構は,同時点で未処理であった高放射性廃液360m3について,令和10年度までに約880本のガラス固化体を製造し処理する予定としていたが,
令和元年12月には作業を約2年間中断する見通しを示しているなど,その達成は困難な状況にある。

また,東海再処理施設の基準津波は,申請上,HAW施設(高放射性廃液貯蔵場)に到達する津波高はT.P.+14.2m,同じくTVF(高放射性廃液ガラス固化開発棟)に到達する津波高はT.P.+12.8mと評価されており,これらの施設の標高はT.P.+5~7mと本件発電所よりも8m低い。これに対し,同じく太平洋沿岸に立地し,僅か2.8kmの距離にある本件発電所の基準津波は,津波高は敷
地前面東側T.P.+17.9mと評価され,防潮堤の天端高さはT.P.+20mである。両者の想定する津波高の差を敷地の特性の差異や計算方法の差異により合理的に説明することは無理がある。本件発電所を襲う津波は,防潮堤なしの東海再処理施設の主要施設をも襲うことになり,全電源喪失,高放射性廃液の冷却機能喪失により同施設の爆発事故や大量の放射能放出を招き,本件発電所の事故対処を著しく阻害する要因となるべきものである。
以上のとおり,本件設置変更許可申請の審査においては,東海再処理施設の事故の危険性を評価し,
本件発電所にとって危険でないことが確認されるべきであるにもかかわらず,
原子力規制委員会は,
工学的
な判断という曖昧な理由で東海再処理施設
を審査の対象から外しており,
設置許可基準規則6条3項に適合するとの判断に過誤,
欠落があり,
仮にそのような理由で東海再処理施設を審査の対象から外してもよいと
いうのであれば,審査基準そのものが不合理というべきである。
(被告の主張)
もとより,原子力施設の安全確保については,原子炉等規制法の下で各設置者の責任において行われるものであるところ,原子力機構は東海再処理施設について再処理事業者として,被告は本件発電所について発電用原子炉設置者として,それぞれの責
任において,
それぞれの設備の構造等に応じた安全確保対策を講じて設計及び建設を行い,その時々における知見等に照らして所要の対応を採るなどして,不断に安全確保を図っている。
原子力機構は,東海再処理施設について,原子炉等規制法の下で設計・建設・運転の各段階に応じて,国から所要の指定,認可等を得て,再処理業務を適切に行うなど
して我が国における再処理技術の定着に資する事業を遂行し,福島第一発電所事故の教訓を踏まえ,東海再処理施設の更なる安全性向上に係る取組みとして,地震やそれに伴う津波などによる緊急時の安全対策を強化するなど,その時々の知見等を踏まえた対応も行ってきた。そして,東海再処理施設について,その潜在的なハザードの早期低減を図りつつ適切に廃止措置を行うことができるよう,安全確保に関する検討を
行うなどして,平成29年6月,原子力規制委員会に対し,原子炉等規制法50条の5第2項の規定に基づき,廃止措置計画認可申請を行った。同申請については,平成30年6月に原子力規制委員会から認可を受け,これまで,原子力機構は,廃止措置期間中の安全確保等について継続的に検討を行い,順次,その結果を踏まえて廃止措置計画変更認可申請を行い,認可を得るなどしている。そして,このような原子力機構の行う東海再処理施設に係る対応については,原子力規制委員会の設置する東海再処理施設等安全監視チーム(以下監視チームという。
)の行う公開の会合におい
て,原子力機構から聴取を行いつつ,高放射性廃液のガラス固化等に係る安全確保の状況,新規制基準適合申請に向けた検討状況等の安全性の確認がされており,その結果を踏まえて,原子力規制委員会の上記各認可がなされているが,更に審査が続けられていく。その一環として,原子力機構は,ガラス固化技術開発施設の工程制御装置
等の更新等に係る設計及び工事の方法を追加すべく,上記の認可を受けた東海再処理施設の廃止措置計画について,平成30年10月10日,原子力規制委員会に対し,廃止措置計画変更認可申請を行っており,原子力規制委員会は,同年11月30日,廃止措置計画変更認可を行った。また,原子力機構は,平成31年1月31日に,ガラス固化技術開発施設の溶融炉の間接加熱装置(予備品)製作及び交換に係る設計及
び工事の方法を追加するため,廃止措置計画変更認可申請を行い,原子力規制委員会より同年3月29日に同申請に係る認可を受け,また,放射線管理設備の更新に係る設計及び工事の方法を追加するため,同年1月31日に廃止措置計画変更認可申請を行い,
原子力規制委員会より令和元年9月10日に同申請に係る認可を受けるなどした。ほかに,同年12月19日,再処理施設の性能に係る技術基準に関する規則を踏
まえた安全対策の実施内容を追加するため,廃止措置計画変更認可申請を行っており,現在,原子力規制委員会において,その審査がなされている。
原告らは,
東海再処理施設について高放射性廃液のガラス固化作業が中断されていることをもって,
これが漏えい等する事故が発生する具体的危険があるかのように主張するが理由がない。すなわち,原子力機構は,使用済燃料の再処理に伴いプルトニ
ウム溶液及び高放射性廃液を貯蔵しているところ,プルトニウム溶液についてはMOX粉末化処理を平成28年7月28日に終了し,高放射性廃液についてはガラス固化体の製造処理を開始した。そうした状況の中,令和元年7月に,ガラス固化作業の過程で装置の停止を確認したことから作業を中断し,現在,その原因分析を行うとともに作業再開に向けた対策案を検討しているところ,当該作業が中断している現状において,当該作業に起因する事故の発生は考えられず,今後,監視チームによる原子力機構の対応についての安全性の確認がなされた後に,当該作業が再開されることとなる。ガラス固化作業が完了していない高放射性廃液をみても,冷却水循環による冷却及び水素掃気によって高放射性廃液の沸騰及び水素爆発を防止する措置を講じることで適切に貯蔵されており,その安全確保に当たり,原子力機構は,認可を受けた廃止措置計画に従い廃止措置を講じている。

また,原子力機構は,平成30年11月9日に行った安全対策の検討に用いる基準地震動,基準津波,設計竜巻及び火山事象の策定を内容とする廃止措置計画変更認可申請をし,令和元年9月26日にその一部補正を行い,原子力規制委員会より令和2年2月10日に同申請に係る認可を得ている。
原告らは,東海再処理施設について,津波による電源喪失がもたらす事故の危険性
を主張するが,原子力機構は,本件発電所において新規制基準を踏まえて設定した震源モデルや津波波源モデルと同じものを用いるなどして適切に評価を行っている。また,本件発電所と東海再処理施設は,同一地点に立地するものではない以上,波源が同じであったとしても津波が沿岸に伝播する過程等は異なることから,それぞれの地点における津波の高さが異なることは当然であり,原告らの挙げる津波水位の差異が
原告らの主張の根拠となることはない。したがって,原子力機構の考慮する基準津波については,
東海再処理施設の安全性を確保するという意味において十分に適切なものであり,原告らの主張は前提を欠く。
以上のとおりであるから,原子炉等規制法の下で,東海再処理施設については,周辺公衆に対する放射性物質の有する危険性が顕在化することがないよう所要の安全
確保対策が講じられていくこと,当該施設は廃止措置中であることなどからすれば,被告が原告らの求めるような東海再処理施設における事故の想定を行っていないことをもって,本件設置変更許可が不合理であるということはできない。原子力規制委員会は,本件設置変更許可申請の内容を妥当と判断して,平成30年9月26日付けで本件設置変更許可を行うに当たり,本件意見公募手続において,設置許可基準規則やその解釈によれば,東海再処理施設は本件発電所にとっての敷地周辺の状況に他ならないから,東海再処理施設の爆発,火災等の事故発生を想定して,その事故があっても本件発電所の安全機能が損なわれないことを確認しなければ,設置基準は満たされないと考えるなどとする意見につき,審査において考慮の対象とする周辺原子力施設は,工学的に判断しています。東海再処理施設は廃止措置中であること,JRR-3は出力が十分小さいこと,これらの施設は東海第二とは一定の距離を有していること等に加え,東海第二において想定している重大事故等への対策を踏まえれば,これらの施設の事故により東海第二が受ける影響は,十分小さいと工学的に判断していますと回答している。原子力規制委員会は,原子炉等規制法上,原子力施設全般の規制をつかさどる地位にあり,本件発電所に限らず,監視チームにおける審議等を通じて東海再処理施設の
構造等にも通じていることから,規制要求を踏まえた安全確保対策の妥当性を確認した上でなお,
各原子力施設の特質を踏まえた考慮を行うこと自体に不合理な点はなく,東海再処理施設が廃止措置中であることなどを考慮し,結論において,被告の判断と同じく,
原告らの求めるような東海再処理施設における事故の想定を要しないと判断していることに変わりはない。

そして,原子力規制委員会は,平成30年11月28日に近接原子力施設からの影響審査についてを取りまとめ,審査において考慮の対象とする施設は,工学的に判断されるものである,運転の可能性,使用済燃料の状態等を踏まえて,申請施設に有意な影響を与えないと考えられる原子力施設は,考慮の対象から除くとするなど,工学的な判断を内容とする考え方を示している。

なお,原告らは,工学的な判断という曖昧な理由で東海再処理施設を審査の対象から外すとすることは審査基準として不合理であるなどと主張するが,各設置者が自らの責任において所要の安全確保対策を講ずることが原子炉等規制法の下での安全確保の基本である。それゆえ,自らの原子力施設において規制要求を踏まえた事故を想定してもなお,
周辺公衆に対する放射性物質の有する危険性が顕在化するもので
はないことの確認が規制上も要求されているが,これとは異なる周辺原子力施設からの影響といった更なる対応については,原子炉等規制法の定めに照らし,その基準の策定の有無を含め,原子力規制委員会の合理的な裁量によるものと解するほかなく,このような事柄の性質上,
原告らの求める基準の策定がなされていないことをもって
不合理ということはできない。
第10争点10(経理的基礎の要件の範囲及びその有無等)

(原告らの主張)
1設置・維持管理に関する経理的基礎を欠くことが差止めの根拠足り得ること⑴原子炉等規制法43条の3の6第1項2号について原子炉等規制法43条の3の8第2項が準用する43条の3の6第1項2号は,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を原子炉設置変更許可の要件として要求しているところ,これは,当該原子炉の安全性を担保するための最低限の要件であると考えられ,同要件を満たさないことは,
当該原子炉が周辺住民らの人格権を侵害する高度の蓋然性があることを推測させる意味を持つ。
そして,発電用原子炉の安全性は,設置(変更)段階だけでなく,運転中の維持管
理においても確保されなければならず,運転中の維持管理に関する安全性の確保は十分な経理的基礎があって初めてできるものである。事業者に経理的基礎が欠けていれば,事故防止のために必要な対策を採ることもできず,故障が発生した場合に十分な補修を行うこともできず,そのような故障の隠蔽,安全対策や維持管理のために必要な措置の手抜きなどもあり得る。一般廃棄物処理施設や産業廃棄物処理施設について
は,事業者の施設に関する維持管理についての経理的基礎が明文で要求されている(廃棄物の処理及び清掃に関する法律(以下廃棄物処理法という。)8条の2第
1項3号,15条の2第1項3号,同法施行規則4条の2の2第2号,12条の2の3第2号)

また,
平成26年法律第72号による改正前の電気事業法5条により卸電気事業者の業の許可要件の一つとして,
電気事業を適確に遂行するに足りる経理的基礎と
いう要件が設けられていたが,同改正後は,被告のような発電事業者は,経済産業大臣の許可を必要としなくなった。そのため,原子炉等規制法43条の3の6第1項2号の経理的基礎に維持管理に関する経理的基礎が含まれないとするならば,原子力発電所の維持管理に関する経理的基礎については,監督を行う者がいない状況となる。したがって,原子炉等規制法43条の3の6第1項2号の解釈として,設置のみな
らず,維持管理に関する経理的基礎が必要であると解すべきであり,仮にそのような解釈が認められないとすれば法の不備である。
⑵経理的基礎を欠くことが差止めの根拠足り得ること後記のとおり,被告は,本件設置変更許可等に伴う重大事故等対処施設等の建設工事に必要な多額の費用を調達できるのか明らかではなく,借入金等で調達したとしても,
債務超過となり,返済原資を確保できるのかも危ぶまれる。そのようにして,被告が経理的基礎を欠く場合には,
①本件原子炉の重大事故等対処設備等の設置工事の費用を削減し,その結果,設置変更計画の技術上の基準に満たない重大事故等対処施設を建設したり,本来有すべき安全性を欠落させた設備の手抜き工事を行い,②借入金の元金・利息の支払や現実の収支に対応しない高額の返済原資の確保のために,放射性
廃棄物や使用済核燃料の不適正な処理や保安設備上の手抜きをする,人件費を削減するために本件原子炉の維持管理に必要な人員を配置しなかったり,賃金の安い非熟練労働者を雇用する,維持管理上の技術基準(原子炉等規制法43条の3の14,技術基準規則)に反した操業をし,故障箇所・不具合箇所が発生しても十分な補修を行わないなどの不適正な原子炉の操業及び廃炉後の管理を行わざるを得なくなる事態が
優に想定される。
被告は,平成29年法律第15号による改正後の原子炉等規制法の下で,事業者検査制度が新たに設けられ,
原子力規制委員会による原子力規制検査が新たに導入され
たことを主張するが,いずれも経理的基礎に関する審査を行うものではなく,定期事業者検査制度は,事業者が行う自主検査にすぎず,客観的な公正さが保たれるものではないこと,
原子力規制委員会による施設定期検査及び原子力保安検査官による保安検査は,経理面の検査ではない上,隠れた手抜き工事等は発見できない。被告については,
原子力規制委員会に対し提出した敦賀発電所2号機の審査資料のデータを書き換えていたことが発覚しており,経理的基礎を欠いた場合には安全性を犠牲にした不正行為を行い,これを隠蔽することも考えられる。
したがって,
原子炉等規制法43条の3の6第1項2号の経理的基礎に維持管理に
関するものが含まれるか否かにかかわらず,人格権に基づく差止請求において,設置及び維持管理に関する経理的基礎が欠ける場合には,重大事故を起こす蓋然性が極めて高く,原告らの生命・健康等を侵害する具体的危険がある。
2本件発電所の設置変更・維持管理に関する経理的基礎を欠くこと被告は,本件発電所の再稼働に向け,事故対策工事費用として合計1740億円を
要するとしているが,東京電力ホールディングス株式会社(以下東京電力ホールディングスという。)及び東北電力株式会社(以下東北電力という。
)から資金援
助が得られる予定であるとするだけで,その根拠となる具体的資料などを提出しない。しかも,近時,被告は,工事業者から予算を700億円も超過する工事費用を要求されていることが報道されており,1740億円の資金援助があったとしても不足する
ことが明らかである。
また,上記事故対策工事費用に加え,本件設置変更許可において審査の対象となっていない特定重大事故等対処施設等の設置工事費用として610億円を予定しているとのことであり,これも約1000億円程度に膨らむものと考えられるが,被告はこれらの調達先等を明らかにせず,何らかの証拠も提出しない。

仮に被告が上記事故対策工事費用や上記特定重大事故等対処施設等の設置工事費用の合計約3500億円を借り入れたとしても,債務超過に陥る可能性が高い。これらの安全対策のための借入金等の投下資金を回収するためには,
売電価格を市場価格
の2倍程度に設定しなければならないと考えられるが,そのような価格での売電は困難である。
さらに,
福島第一発電所事故の事故対応費用は経済産業省の試算でも総額22兆円とされ,
このうち東京電力が捻出すべきとされた資金は約16兆円にのぼるとされるところ,半径30km圏内でも福島第一発電所の8倍の人口を抱え,背後に首都圏がある本件発電所において事故が発生した場合に想定される賠償額は,福島第一発電所事故の比ではなく,被告にはそのような場合の賠償能力もない。被告は,損害賠償額が責任保険契約による保険金1200億円を超えた場合には政府援助があり得ると
主張するが,政府援助がされる保証はない。
したがって,
被告には本件発電所の設置変更・維持管理に関する経理的基礎がなく,本件発電所を再度稼働させた場合には,原告らの人格権を侵害する具体的危険がある。(被告の主張)
1設置・維持管理に関する経理的基礎について

⑴原子炉等規制法43条の3の6第1項2号について原子炉等規制法においては,
発電用原子炉設置変更許可の要件の一つとして,
発電
用原子炉を設置するために必要な経理的基礎があることを定めるが(原子炉等規制法43条の3の8第2項において準用する同法43条の3の6第1項2号)同号の,
いう経理的基礎に維持管理が含まれないことは文言上明らかである。
また,原告らは,廃棄物処理法や電気事業法の定めを挙げるなどして,原子炉等規制法に規定される原子炉設置許可要件としての経理的基礎には,設置だけではなく,維持管理のためにも経理的基礎が具備されていることを求めているものと解するのが相当であると主張するが,独自の見解であって理由がない。
⑵運転段階以降の安全規制等について

原子炉等規制法における安全規制は,
原子炉施設の設計から運転に至る過程を段階
的に区分し,それぞれの段階に対応して,一連の許認可等の規制手続を介在させ,これらを通じて原子炉の利用に係る安全確保を図るという,段階的安全規制の体系が採られている。
このうちの運転段階以降の規制として,
平成29年法律第15号による改正前の原
子炉等規制法においては,原子炉施設の維持管理が適切になされるよう,原子力事業者の行う定期事業者検査,原子力規制委員会の行う施設定期検査,原子力保安検査官の行う保安検査等の所要の措置が定められていたところ,
原子力利用を取り巻く国内
外の動向等を踏まえて一層高い安全水準を確保することを目指し,原子力事業者及び規制機関双方の取組みを強化すべく,平成28年度原子力規制委員会第59回(平成29年2月1日)
における審議を経て成立した平成29年法律第15号による改正後
の原子炉等規制法の下では,
原子力事業者等に対してその施設の網羅的な検査の実施
を求める事業者検査制度(使用前事業者検査及び定期事業者検査)を新たに導入するとともに(同法43条の3の11第1項,同条2項,43条の3の16第1項及び同条2項)
,これと対を成す仕組みとして原子力規制委員会による原子力規制検査を新たに導入し(同法61条の2の2各項)
,原子力事業者等の講ずる措置等を原子力規

制委員会が包括的に検査することとされた(これに伴い,原子力規制委員会が従来実施してきた各種検査は,原子力規制検査に統合される。。原子力規制検査の対象は,)
使用前事業者検査及び定期事業者検査の実施状況,保安規定等に従って講ずべき措置の実施状況を含め,広範に及ぶものとなっている。そして,原子力規制委員会は,原子力規制検査の結果に基づいて検査対象事項についての総合的な評定を行い,原子力
規制検査及び評定の結果を原子力事業者等に通知し,また公表することとした(同法61条の2の2第7項,同条9項)

とりわけ日常的な対応という面では,現在でも,本件発電所の立地地域に属する東海・大洗原子力規制事務所に,原子力規制委員会の事務局職員である原子力保安検査官が常駐しており,同検査官により,本件発電所内の巡視点検やヒアリング等が行わ
れている。加えて,原子力保安検査官は,被告が保安規定を遵守しているかどうかを確認するため,
少なくとも年4回の頻度で保安検査を実施している。
この保安検査は,
上記改正の下では,原子力検査官による原子力規制検査として行われる(同法61条の2の2第1項3号イ,
67条の2第2項)この原子力検査官によるものを含め,


子力規制検査には,
原子力規制庁職員が自ら原子力施設に立ち入って検査を行うなど
のフリーアクセスの考え方が取り入れられる(同法61条の2の2第6項)。
以上のように,従前から,原子炉等規制法の定める運転段階以降の安全規制については,各種検査等による手厚い措置が講じられていたところ,上記改正後の原子炉等規制法の下では,
原子力事業者による事業者検査制度と原子力規制委員会による原子力規制検査とを新たに導入するなどして,従前に比してより一層効果的かつ効率的な検査の仕組みが構築され,原子力施設の安全性の向上が図られることとなる。
もとより,
仮に本件発電所がこれまでと同様の水準での収益を維持できないとの状況が生じたとしても,これにより直ちに,本件発電所の維持管理に要する費用が確保できないということはない。
本件発電所において維持管理に要する費用すら確保でき
ず原告らの人格権侵害を招くほど経済状況が悪化するとの事態が生ずるとはおよそ考え難いが,上記改正後の原子炉等規制法の下で,本件発電所の運転開始後の安全性
に関わる広範な事項が検査の対象となることなどからすれば,このような逼迫した事態に至るまでに当該検査等を通じて自ずと,その徴候が知られ,所要の規制が行われることになることとなるから,
原告らの挙げるような事態が改善されないまま原子炉
の運転が継続されることは考えられない。
2被告が経理的基礎を有すること

被告は,本件発電所については東京電力(当時)及び東北電力の間での共同開発により,
敦賀発電所1号機及び同2号機については関西電力株式会社
(以下
関西電力
という。,中部電力株式会社(以下中部電力という。

)及び北陸電力株式会社(以
下北陸電力という。
)との間の共同開発により,いずれも事業計画を進め,これら
各発電所の営業運転開始に先立って,それぞれ基本契約を締結している(これら電力
会社を受電会社ともいう。なお,東京電力については,組織再編を経て,現在では,東京電力エナジーパートナー株式会社(以下東京電力エナジーパートナーという。
)が受電先に当たる。。平成31年3月31日時点での被告の発行済株式総数)
の割合として,
東京電力エナジーパートナーの親会社である東京電力ホールディングスは28.23%を,東北電力は6.12%をそれぞれ保有しているなど資本面での関わりも強い。
被告は,受電会社との円満な関係を維持しながら,本件発電所の事業を着実に遂行してきており,その営業運転開始以来,一貫して安定した経営を継続している。平成21年度から平成29年度では,
合計3565億円
(うち,
本件発電所は852億円)
の資金を要する工事を実施し,その工事に係る借入金の返済を行ってきているが,安定した経営が継続していることに変わりはない。

そして,
被告は,
原子炉等規制法43条の3の8第2項において準用する同法43
条の3の6第1項2号の経理的基礎を満たすことを含めて原子力規制委員会の確認を受け,本件設置変更許可を得ている。被告は,原子力規制委員会の審査会合において,
本件工事資金として約1740億円を見込んでいること,
平成21年度から平成
28年度までに行った各種工事の総工事資金合計は約3400億円であり,本件工
事資金として見込んでいる約1740億円を上回るものであること,この総工事資金については自己資金,
借入金及び社債により確保した実績があること,
本件発電所
の受電会社の親会社である東京電力ホールディングス及び受電会社である東北電力が被告に対し資金支援を行う意向がある旨を文書で表明したことから,自己資金及び借入金により安定的に本件工事資金を確保できると判断したことを説明した。
上記の審査を経て,
平成30年7月4日,
原子力規制委員会は経済産業大臣に対し,
原子炉等規制法71条1項に基づき意見を求めるとともに,東京電力ホールディングスが被告に対し上記のとおり資金支援を行うことについて,電気事業を所管し,原子力損害賠償・廃炉等支援機構法を所管する経済産業大臣としての見解を求めた。これに対し,経済産業大臣は,同月31日,本件設置変更許可申請に係る許可に異存はな
く,また,経済産業省としては,本件発電所が新規制基準に適合すると認められた場合,
同月3日に閣議決定された
エネルギー基本計画
の方針に従って再稼働を進め,
立地自治体等関係者の理解と協力を得るよう取り組むこととしており,原子力規制委員会や関係府省とともに適切に対応していく所存であり,資金的協力を含め,東京電力の経営判断の在り方は,原子力損害賠償・廃炉等支援機構法の趣旨及び新々・総合特別事業計画の内容に照らして問題はないものと考えている旨回答した。このように,本件発電所における資金の調達に係るこれまでの実績,受電会社の意向等に照らし,
自己資金及び借入金により本件工事資金を安定的に確保できることによって,被告に経理的基礎が備わっていることが示され,このことは原子力規制委員会においても確認されている。
被告は,上記のとおり,本件工事資金として見込んでいる約1740億円を自己資
金及び借入金により確保する考えであり,社債やコマーシャルペーパー(CP)による調達を計画したものではない。
また,被告は,特定重大事故等対処施設に係る規定(設置許可基準規則42条)及び常設直流電源設備に係る規定(同規則57条2項)について,本件発電所の原子炉施設が適合するよう検討を行い,令和元年9月24日に原子炉設置変更許可申請を行
っているところ,
特定重大事故等対処施設等の設置に要する工事費としては610億円を見込んでおり,自己資金及び借入金により調達することを計画している。以上のとおり,被告において本件発電所の設置変更・維持管理に要する費用が確保できないということはおよそ考え難い。
なお,原告らは,被告には事故を起こした場合の損害賠償を負うだけの経理的基礎
がないなどとも主張するが,
人格権に基づく妨害予防請求権を根拠として本件発電所
の運転差止を求めるに当たり,
事故の発生を当然の前提としてこれを本件発電所の運
転と結びつけることは論理の飛躍であり不合理である。なお,万一本件発電所において各般の安全対策にもかかわらず事故が発生し,被告が原子力損害の賠償責任を負うことを想定したとしても,当該損害賠償のうち,賠償措置額の1200億円までは損
害賠償措置に基づき補償が確保されており
(原子力損害の賠償に関する法律
(以下
原賠法という。
)3,4,6,7条,原子力損害賠償補償契約に関する法律2,3条),
これを超える賠償額についても必要に応じて政府援助があり得る(原賠法16条)のであって,このような現行の法制度を踏まえることなく,被告の資産等のみに言及する原告らの主張は,独自の見解というべきものである。
第4章当裁判所の判断
第1

争点1(原子炉等規制法が違憲無効であることを理由とする差止請求の可否)
について
原告らは,原子炉等規制法43条の3の6第1項4号にいう災害の防止上支障がないとは,過酷事故を絶対に起こさないという絶対的安全性を意味するものと解すべきであり,過酷事故発生の可能性を容認する趣旨であれば,同法自体が憲法13条等に違反して無効であり,本件発電所は,違憲な法制に基づく施設であり,行政上の規制がないことになるから,人格権侵害の具体的危険があると主張する。この点,原子炉等規制法43条の3の6第1項4号は,発電用原子炉施設の安全確保のため,その位置,構造及び設備が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ことを発電用原子炉施設の設置許可の要件とす
ることによって,事業者を規制するものであるところ,原子力利用においても,他の科学技術の利用と同様にいかなることがあっても絶対に安全であるという絶対的安全性を達成することは困難であるといわざるを得ない。しかしながら,災害に対する科学的予測,安全管理のための技術や重畳的安全対策等によって,事故発生等の内在する危険性を極めて低減させ,社会通念上容認し得る水準以下とすることがおよそ不
可能であるとまではいえず,原子力基本法,原子炉等規制法及び設置法は,福島第一発電所事故に対する反省と教訓を踏まえ,安全対策を強化するものとし,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から任命された原子力規制委員会を設置し,同委員会が中立公正,独立した立場において,確立された国際的な基準を踏まえ,専門的見地から規制基準を制定し,発電用原子炉
施設の安全性についての適合性審査を行うものとしており(前提事実7),このよう
な安全対策のための法制度に照らすと,
上記の絶対的安全性を達成することができな
いからといって,原子炉等規制法が違憲であるということはできない。また,そもそも,人格権侵害に基づく差止請求の要件である人格権侵害の具体的危険性の有無は,
原子炉等規制法が憲法違反であるかという法的評価によって決せられるものでもない。原告らの主張は,過酷事故が発生することを前提として,原告らの憲法上の権利が侵害されると主張するに等しく,採用することができない。したがって,
憲法違反を理由に差止請求が認められるべきとする原告らの主張は採用することができない。
第2

争点2(人格権に基づく原子炉運転差止請求における要件・主張立証責任等)
について
1争点2-1(人格権に基づく原子炉運転差止請求の要件)について⑴人格権に基づく差止請求
原告らは,被告の設置する本件発電所の原子炉の運転によりその生命,身体及び平穏な日常生活(生活基盤)等に対する侵害が生ずる具体的危険性があるとして,人格権に基づく妨害予防請求として,本件発電所の原子炉の運転の差止めを求めるもので
ある。
人の生命・身体は,いうまでもなく人格の根源となる極めて重大な保護法益であるから,生命,身体に係る人格権が違法に侵害される具体的危険がある場合には,違法な侵害行為を予防するため,人格権に基づき,当該侵害行為の差止めを求めることができる。発電用原子炉は,核燃料物質を燃料として使用する装置であり,その運転に
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から,発電用原子炉施設(原子力発電所)の設置及び原子炉の運転に係る安全性(以下単に発電用原子炉施設の安全性ともいう。が確保されないときには,

多量の放射性物質が施設
外に漏出し,周辺住民等は被ばくによりその生命,身体に重大な被害を受けるおそれがある(前提事実3及び4)
。したがって,発電用原子炉施設の周辺住民等は,発電用

原子炉施設の安全性に欠けるところがあり,その運転中の事故等によって放射性物質が周辺環境に放出され,被ばくにより生命,身体を侵害される具体的危険が存在する場合には,当該発電用原子炉施設の運転が生命,身体に係る人格権を違法に侵害するおそれがあるものとして,人格権による妨害予防請求権に基づき,当該発電用原子炉施設の運転の差止めを求めることができる。
これに対し,
本件発電所から放射性物質が放出されることにより影響を受け得る平穏な日常生活(生活基盤)等については,200人以上に及ぶ原告ら毎にその具体的内容は様々であり,
各人について差止請求の根拠となり得る保護法益が個別に立証さ
れたものとはいえないから,以下,生命・身体に係る人格権に基づく妨害予防請求権としての差止請求の要件について検討する。
⑵発電用原子炉施設の原子炉運転差止請求に係る具体的危険
ア発電用原子炉の危険性の特質
(ア)発電用原子炉は,核分裂の過程において高エネルギーを放出するウラン等の核燃料物質を燃料として使用する装置であり,その運転により,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上,当該放射性物質は,使用済燃料となった後も,高エネルギー(崩壊熱)及び放射線を発生し続けるのであって,発電用原子炉
施設は,
このような使用済燃料をも多量に保有するものである
(前提事実3及び4)

放射性物質が漏えいした場合,放射線による人体の被害は,死に至ることもあり,被ばく者本人に現れる身体的影響のみならず,被ばく者の子孫に現れる遺伝性影響もあり得るのであり
(前提事実3⑶)これらは生命・身体を脅かす極めて深刻なもので,
ある。その上,放射性物質が多量に施設外に放出されると,その被害が極めて広範囲
にまで及び,避難も容易でなく,住居等の生活基盤が失われることから,災害関連死をも招来させる(同6⑵)
。そして,セシウム137の半減期は30.2年,プルトニ
ウム239の半減期は2万4000年であるなど(同3⑴),放射性物質の影響は長
期間継続して被害が回復しないといった特性もある。
実際に,福島第一発電所事故においては,炉心の冷却機能を一定時間喪失したこと
により炉心溶融に至り,
格納容器それ自体が壊滅的に破壊されたわけではないものの,
格納容器から水素ガスが漏れ出るなどして原子炉建屋で水素爆発が発生したことにより,大気中に放射性物質が放出され,年間5mSv以上の空間線量となる可能性のある土地の面積は,福島県内の1778km²に及び,平成23年8月29日時点において合計約14万6520人が避難を余儀なくされ,事故から9年以上が経過した令和2年4月9日時点においても,福島県からの避難者は3万0211人に及ぶとされ,また,福島県の東日本大震災における震災関連死の死者数は,震災から7年以内で2250人に達している(前提事実6)

このように,発電用原子炉の運転は,人体に有害な物質を多量に発生させることが不可避であり,過酷事故が発生した場合に周辺住民の生命,身体に重大かつ深刻な被害を与える可能性を本質的に内在するものである。

(イ)次に,発電用原子炉は,事故が発生した場合,即座に制御棒を挿入することによりその運転を止めることに成功したとしても,その後も崩壊熱を発生し続けるため,冷却水を循環させるなどして冷却を継続できなければ冷やす機能が喪失して燃料棒が溶解し,炉心溶融等に至る危険性を内包する。また,放射性物質の拡散を防ぐことができず,
閉じ込める
機能が喪失すると,
極めて広範囲に放射性物質が拡

散され,
事態の進展に伴ってますます放出が拡大する危険性が存する
(前提事実3⑴,
⑵及び4)このように,

発電用原子炉の事故は,
高度な科学技術力をもって複数の対
策を成功させかつこれを継続できなければ収束に向かわず,一つでも失敗すれば被害が拡大して,最悪の場合には破滅的な事故につながりかねないという,他の科学技術の利用に伴う事故とは質的にも異なる特性がある。

イ発電用原子炉の運転差止請求に係る具体的危険
(ア)発電用原子炉施設の事故の原因は,原子炉施設の設計,施工の瑕疵やテロリズムなどの人的要因,地震,津波,火山等の自然現象など,様々なものが考えられる。我が国では,防災対策等として自然現象に対する予測について研究が行われている(その詳細は各論点において後述する。が,

最新の科学的知見によっても,
本件発電

所の運転期間内において,
いついかなる自然災害がどのような規模で発生するかを確
実に予測することはできない。
発電用原子炉施設は,
人体に有害な多量の放射性物質を発生させることが不可避で
あり,
自然災害等の事象により過酷事故が発生した場合には,
広範囲の住民等の生命・
身体を侵害する極めて重大かつ深刻な被害を生じさせるものであるところ,上記のとおり発電用原子炉施設の事故の原因となり得る事象は様々で,その発生の予測は不確実なものといわざるを得ないことに照らすと,事故の要因となる自然災害等の事象の発生確率が高いことなど予測困難な事実を具体的危険があることの要件とすることは相当でない。
(イ)発電用原子炉施設は,前記のとおり原子炉の運転により人体に有害な多量の放射性物質を発生させることが不可避であり,多量の放射性物質を封じ込め管理し続け
ることができなければ,安全であるということはできない。したがって,発電用原子炉施設の設置者には,
高度な科学技術により原子炉を制御し放射性物質を安全に管理
することが求められるのであり,原子力基本法,設置法及び原子炉等規制法は,福島第一発電所事故の教訓を踏まえ,安全の確保を旨として,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に安全確保に係る基準の策定
を行わせ,発電用原子炉施設の設置を同委員会による許可制とするなどして,規制を行うものとしている(前提事実7)

しかし,
原子炉運転中に事故の要因となる自然災害等の事象がいつどのように生じるかという予測を確実に行うことはできず,いかなる事象が生じたとしても,発電用原子炉施設から放射性物質が周辺の環境に絶対に放出されることのない安全性を確
保すること(いわゆる絶対的安全性を要求すること)は,現在の科学技術水準をもってしても,達成することは困難といわざるを得ない。
そこで,周辺住民に対して大きなリスク源となる発電用原子炉施設が,予測の不確実さに対処しつつリスクの顕在化を防いで安全性を確保するための方策として,深層防護の考え方を適用することが有効とされており,IAEAは第1から第5までの防
護レベルによる深層防護の考え方を採用している(前提事実8)

そして,IAEAの加盟国である我が国の原子力基本法は,原子力利用の安全の確保について確立された国際的な基準を踏まえるものとしており,原子力規制委員会は,IAEAの上記深層防護の考え方を踏まえ,原子炉等規制法の委任を受けて制定した設置許可基準規則において,
設計基準対象施設に係る同規則第2章で第1から第3ま
での防護レベルに相当する安全対策を,重大事故等対処施設に係る同規則第3章で第4の防護レベルに相当する安全対策を規定し,避難計画等の第5の防護レベルの安全対策については,
災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法によって措置がされることにより,
もって,
発電用原子炉施設の安全を図るものとしている
(前提事実8,
9)

そうすると,我が国においても,発電用原子炉施設の安全性は,深層防護の第1か
ら第5の防護レベルをそれぞれ確保することにより図るものとされているといえることから,
深層防護の第1から第5の防護レベルのいずれかが欠落し又は不十分な場合には,発電用原子炉施設が安全であるということはできず,周辺住民の生命,身体が害される具体的危険があるというべきである。そして,福島第一発電所事故の教訓を生かして発電用原子炉施設の安全強化を図るべく改正ないし制定された法律及び
規則(原子力基本法,設置法をはじめ,第1から第4の防護レベルに相当する安全対策を規定する原子炉等規制法及び同法に基づく原子力規制委員会規則並びに第5の防護レベルに相当する安全対策を規定する災害対策基本法及び原子力災害対策特別措置法)が要求する安全性は,上記のとおり国際的な基準を踏まえ深層防護の考え方を取り入れたものといえるから,差止めの要件となる具体的危険の検討に当たり,重
要な指標となるものである。
⑶原子力規制委員会の許認可と具体的危険についてところで,我が国においては,福島第一発電所事故以前の平成24年改正前の原子炉等規制法において,発電用原子炉施設の設置に係る大臣の許可処分は,その安全性の審査について,原子力工学,機械工学等の専門家から構成される原子炉安全専門審
査会の報告を踏まえ原子力委員会が調査審議した意見を尊重して行われるものとされていたが(前提事実2)
,それにもかかわらず,福島第一発電所事故が発生し,現実
に大量の放射性物質が放出され,福島第一発電所の周辺に居住等する多数の者の生命,身体が危険に晒され,
生活の本拠を失う等の甚大な被害をもたらした
(前提事実6)

そこで,設置法は,一つの行政組織が原子力利用の推進及び規制の両方の機能を担うことにより生ずる問題等を解消するため,原子力利用における事故の発生を常に想定し,その防止に最善かつ最大の努力をしなければならないとの認識に立ち,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委員長及び委員から構成され,安全確保に係る施策を一元的につかさどり,
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するものとした
(前提事実7⑵)


さらに,原子力規制委員会の事務局である原子力規制庁の職員についても,原子力利用における安全確保のための規制の独立性を確保する観点から,原則として,原子力利用の促進に係る事務を所轄する行政組織への配置転換を認めないものとされている(前提事実7⑵)
。そして,原子炉等規制法43条の3の5,43条の3の6及び43条の3の8は,発電用原子炉施設の設置(変更)許可は,原子力規制委員会が行う
ものとし,また,発電用原子炉施設の安全確保のための重要な要件である4号要件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であることの審査基準の策定についても,原子力規制委員会の定める規則(設置許可基準規則)に委任するものとした。その趣旨は,発電用原子炉施設の安全性に関する審査は,当
該発電用原子炉施設そのものの工学的安全性,事故時における周辺地域への影響等を,発電用原子炉施設の敷地の地形,地質,気象等の自然条件,人口分布等の社会条件及び原子炉設置者の技術的能力との関連において,多角的,総合的見地から検討するものであり,将来の予測に係る事項も含まれるのであって,原子力工学はもとより,多方面にわたる極めて高度な最新の科学的,専門技術的知見に基づく総合的判断が必要
であることから,福島第一発電所事故の教訓を踏まえ,専ら原子力利用の安全確保に係る権限と責任を担う独立した組織として設置された原子力規制委員会の科学的,専門技術的裁量に委ねたものと解される。もっとも,科学的,専門技術的知見には,複数の見解が存在したり,研究の進展に伴って知見が改められるなどの不定性があり,最新の科学技術をもってしてもいわゆる絶対的安全性を達成することは困難であるといわざるを得ないことに照らすと,安全性の審査は,科学だけでは答えることのできないトランスサイエンスの問題であり,社会がどの程度のリスクを容認するかという政策的な判断をも含むものといわざるを得ないが,そのような判断部分を科学,専門技術的判断と切り離して考慮することもできないことから,そのような点も含めて,専ら安全確保をその任務とし,中立公正,独立にその職権を行使する原子力規制委員会の科学的,
専門技術的裁量に委ねているものと解される。
また,
原子炉等規制法が,

発電用原子炉施設の工事計画
(同法43条の3の9)運転の期間の延長

(同法43条
の3の32)及び保安規定(同法43条の3の24)を原子力規制委員会の認可に係らしめていることも同じ趣旨である。
このように深層防護の第1から第4の防護レベルに相当する事項については,原子炉等規制法により原子力規制委員会の許認可に係らしめており(前提事実9⑵),原

子力規制委員会の許認可を受けた発電用原子炉施設のみが運転に至るのである。この点,原子力規制委員会も,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にないといった絶対的安全性は達成することも要求することもできないとしつつも,原子力災害が発生する可能性を極めて低くするため,独立した立場で,科学的,専門技術的見地から十分な審査を行
い,最新の科学技術水準に従い,かつ,社会がどの程度のリスクを容認するかなどの事情をも見定めて,専門技術的裁量により選び取るものとし,原子力災害の発生可能性を極めて低くすることを審査の目的としている(前提事実9⑴)。
そうすると,原子力規制委員会による発電用原子炉施設の設置(変更)許可がされている場合には,
設置許可基準規則及び内規等の具体的審査基準に不合理な点があり,
あるいは当該発電用原子炉施設の設置(変更)許可申請が上記具体的審査基準に適合するとした原子力規制委員会の判断の過程に看過し難い過誤,欠落があると認められない限りは,当該発電用原子炉施設について,原子炉等規制法43条の3の6第1項4号の要件に係る安全性が備わっているものと認めるのが相当である。また,原子力規制委員会による工事計画認可,運転期間延長認可又は保安規定(変更)認可がされている場合についても,
同様に,
技術基準規則等具体的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判断の過程に看過し難い過誤,欠落があると認められない限りは,当該発電用原子炉施設について,原子炉等規制法43条の3の14にいう技術上の基準の要件に係る安全性(同法43条の3の9第3項2号),同法43条の
3の32第5項にいう延長しようとする期間の安全性を確保するための要件に係る安全性,
同法43条の3の24第2項2号にいう発電用原子炉による災害の防止の要
件に係る安全性が,それぞれ備わっているものと認めるのが相当である。そして,
上記の原子炉等規制法の定める各許認可の要件に係る安全性が備わっていると認められる場合は,これに相当する第1から第4の防護レベルにつき,原則として欠落又は不十分な点があるとはいえないと解される(なお,第5の防護レベルについては,
前記のとおり原子力規制委員会による許認可の際に審査を受けないため事情
を異にする。この点については,争点8において後述する。。

2争点2-2(人格権に基づく原子炉運転差止請求の主張立証責任等)について人格権に基づく妨害予防請求としての差止請求においては,差止めを求める原告らが,
人格権侵害の具体的危険性の存在について主張・立証すべき責任を負うのであり,この点は原子炉の運転差止請求においても異なるところはない。

もっとも,本件発電所の周辺住民である原告らは,本件発電所の安全対策に係る専門技術的知見を十分に有するとはいえず,また,被告が本件発電所について保有する資料の中には原子力規制委員会の審査等に際して公開されているものも一部はある(前提事実10)が,資料の全てが公開の対象となっているわけではなく,証拠の偏在が存在する。他方,発電用原子炉施設の設置及び運転は,原子炉等規制法に基づく
安全性についての多段階の審査を経た上で行い得るものとされており(前提事実7⑴)
,発電用原子炉施設の設置許可要件の一つとして,発電用原子炉の設置者に重大事故の発生及び拡大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が要求されていること
(原子炉等規制法43条の3の6第1項3号)発電用原子炉設置者は,,
自ら
当該原子炉施設の安全性について評価をし,その結果等を原子力規制委員会に届け出ることが義務付けられるとともに,その結果等を公表するものとされていること(同法43条の3の29)に照らすと,本件発電所の設置者である被告は,本件発電所の安全対策に関する科学的,
専門技術的知見及び資料を十分に保持しているものと認め
られる。
これに加え,発電用原子炉施設は,前記のとおり,内部に多量の人体に有害な放射
性物質を保有し,
高度な科学技術力によってその制御が継続できない限り,
人の生命,
身体等に深刻な被害を及ぼす危険を内在させるリスク源であり,そのようなリスク源を地域社会にもたらしているのは被告であることも踏まえると,本件発電所の運転による危険の及ぶ範囲内に居住する原告らが本件発電所の安全性に欠けるところがあると具体的に主張する事項のうち,深層防護の第1から第4の防護レベルに相当する
事項については,本件発電所につき,本件設置変更許可,本件工事計画認可及び本件運転期間延長認可等を受けている被告において,原子炉等規制法に基づき,原子力規制委員会規則及び内規等の具体的審査基準に不合理な点がなく,原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落がないことについて,相当の根拠,資料に基づき,主張,立証をする訴訟上の義務があり,被告がこの主張,立証を尽くさない
場合には,上記義務違反の効果として,当該事項については本件発電所の安全性に欠けるところがあり人格権侵害の具体的な危険の存在が事実上推定されるものと解するのが相当である。
第3争点3(地震に対する安全確保対策(基準地震動の策定)
)について
1認定事実1
(新規制基準以前の原子力発電所の地震対策に係る規制及び大規模
地震の発生について)
掲記の証拠及び弁論の全趣旨等によれば,新規制基準以前の原子力発電所の地震対策に係る規制及び大規模地震の発生について,以下のとおり認められる。⑴昭和45年安全設計審査指針(本件発電所設計・運転開始時)本件発電所について,
昭和47年に原子炉設置許可処分がされた当時
(前提事実2)

原子力委員会において,安全設計審査指針等を定める決定はされていなかったが,従前の審査の積み重ねによって先例ともいうべき幾つかの事実上の審査基準が定立されており,
その一つであった
軽水炉についての安全設計に関する審査指針
(昭和4
5年4月23日原子力委員会。以下昭和45年安全設計審査指針という。)におい
て,
2.2敷地の自然条件に対する設計上の考慮として,例えば,
⑴当該設備の故障が,安全上重大な事故の直接原因となる可能性のある系および機器は,その敷地および周辺地域において過去の記録を参照にして予測される自然条件のうち最も過酷と思われる自然力に耐え得るような設計であること。とするなどの抽象的な規定が置かれていた(乙Bイ10,弁論の全趣旨)

被告は,本件発電所の運転を開始した昭和53年(前提事実2)当初は,耐震安全上重要な建屋,構築物,機器・配管系を対象とする弾性設計に当たっては最大加速度
180ガルの地震動を,
格納容器並びに制御棒及び制御棒駆動機構等を対象とする機
能維持設計に当たっては最大加速度270ガルの地震動を,それぞれ用いて動的解析を行っていた(甲C21,乙C10・7頁,弁論の全趣旨)

⑵旧耐震設計審査指針の策定
原子力委員会は,昭和53年に発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針を
定め,更に,同指針については,昭和56年7月,建築基準法の改正(昭和55年)を受け,
その当時における新たな知見として同法に取り入れられた静的地震力の算定等について見直しがされた(旧耐震設計審査指針。昭和56年7月20日原子力安全委員会決定。甲G64(丙Bア25)
・226頁)

旧耐震設計審査指針においては,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。

ことが基本方針とされている(丙D14・44頁)。
旧耐震設計審査指針において,基準地震動は,基準地震動S1と基準地震動S2とに区分して作成するものとされていた。基準地震動S1がもたらす地震(設計用最強地震)は,工学的見地から起こると予期することが適切と考えられる地震として,敷地及び敷地近傍に影響を与えた過去の地震及び活動度の高い活断層による地震を考慮し,これらのうち敷地に最も大きな影響を与えるもの,基準地震動S2がもたらす地震(設計用限界地震)は,地震学的見地に立てば設計用最強地震を超える地震の発生を否定できない地震として,
敷地周辺の活断層及び地震地体構造に基づく地震並びに
近距離地震としてM6.5の直下地震をも考慮し,これらのうち敷地に最も大きな影響を与えるものと規定されていた。
(丙D14,弁論の全趣旨)

⑶1995年兵庫県南部地震
ア被害の概要及び同地震後の強震観測網の発達等
(ア)平成7年1月17日に発生した1995年兵庫県南部地震(Mj7.3,Mw6.9。以下兵庫県南部地震という。
)は,我が国で初めて都市直下地震の強震動
が観測されたもので,内陸の活断層である六甲断層系を震源とする地震であり,神戸
市等では震災の帯と呼ばれる長さ20km,幅1~2kmの細長い地域で震度7に相当する甚大な被害が発生し,阪神高速道路3号線の鋼橋脚が倒れるなどしたほか,多くの建物が倒壊した(甲D154・43頁,甲D187)
。六甲・淡路断層帯が活断層
であることについては,当時既に知られていたが,兵庫県南部地震がもたらした強い揺れとその被害は,当時の専門家の想定を大きく超えるものであった(甲D194・
3頁,丙D19・26頁)

建物の被害についてみると,兵庫県南部地震では,極めて多くの木造家屋が被害を受けたが,多くは戦前又は戦後間もなく建築された在来構法(屋根は葺き土のある瓦葺きで,壁は土塗り壁)によるもので,建物重量と比べて水平力に対する抵抗が小さい上,部材同士の接合が適切に行われていないため,建物全体が一体化しておらず,
部材がバラバラになって建物全体が倒壊したと考えられており,これに対し,壁式の構築物である枠組壁構法住宅(ツーバイフォー構法)は,被害が少なかったとされている(丙D231)
。また,壁式RC造建築物については,高い水平剛性と大きな水平強度を有する箱型の構造形式であって,高い耐震性を有しており,過去の被害地震においても被害が小さかったといわれているところ,兵庫県南部地震の際も,被害が少なかったとされており,
比較的震度が大きかった地域内の1000棟余りを調査した
結果では,
軽微な被害まで含めた被害棟数は約50
(被害率は4~5%)中破以上の

被害に限ると十数棟
(被害率は約1~2%)
であり,
しかも被害の大半は地盤の変動,
杭破損に基づくことによる上部構造の不同沈下に起因する構造の全体沈下,傾斜,耐力壁・壁梁などのひび割れであったことから,壁式RC造建築物の耐震性は大きいと考えられている(丙D170,171,232)


さらに,揺れの観点からは,兵庫県南部地震では,若狭湾周辺の原子力発電所の岩盤における観測記録及び舞鶴海洋気象台における表層地盤での観測記録から,堅固な地盤(岩盤)での揺れは表層地盤における揺れの大きさの2分の1から3分の1程度に抑えられたこと,地盤の硬い六甲山系の方は,倒壊家屋も死者もほとんど無かったことが知られている(丙D59~61。なお,2000年鳥取県西部地震においても
中国電力株式会社島根原子力発電所の原子炉建屋基礎上の揺れは,震源からほぼ同程度の距離(鹿島役場)の普通の地盤の揺れに比べ,3分の1程度となっている(丙D62))
。。
(イ)なお,この地震では多数の観測記録が得られたが,甚大な被害が生じた震度7の地域ではごく僅かの記録しか得られなかった。そこで,強震観測の強化が強く認識
されることとなり,また,平成7年6月には地震防災対策特別措置法が制定され,当時の総理府(現在は文部科学省)に地震調査研究推進本部が設置されるなどして,K-NET及びKiK-netを始め我が国の強震観測網は急速に整備されるとともに,活断層調査,地下構造調査等が行われた。K-NET(強震ネット全国強震観測網(KyoshinNet)
)は,全国の都市域を25km程度の間隔で網羅した1000点強
の観測点からなり,その強震計は地表(自由地盤上)に設置されている。KiK-net(基盤強震観測網(Kiban-KyoshinNet)
)は,高感度地震観測網に併設される形
でノイズの少ない山間部の約700地点に設置され,地中と地表に強震計が設置されている。そのほか,横浜市などの政令指定都市,鉄道会社,高速道路会社,ガス会社及び電力会社等の民間企業,
港湾空港技術研究所や大学などの研究機関でも強震観測
が行われており,これらの観測点を含めると,全国1万地点以上で強震観測が行われているともいわれている。この地震動の観測網の充実により,大きな地震が起きると精度の高い地震動が記録され,
その解析により震源断層の破壊過程が断層モデルとし
て計算されることなどにより震源特性に係る知見が蓄積された。
(甲D75・1頁,

D154・19,20頁,丙D14・46頁,弁論の全趣旨)
イ被害の原因等

兵庫県南部地震の際,
前記アの木造家屋を中心とする甚大な被害を引き起こした強
震動は周期1~2秒成分が卓越したパルス状の波形で継続時間も僅か10数秒であった。
このキラーパルスと呼ばれる強震動は破壊の進行方向に大きな波を生じる指向性効果と生成された波が盆地の端部で大きく増幅される地盤特性の相乗効果によって形成されたと考えられる。なお,前年の平成6年(1994年)にも,米国カリフ
ォルニア州ノースリッジで発生した地震(Mw6.7)において,兵庫県南部地震と同様に周期1~2秒のパルスが発生し,多数の強震記録が得られている。(甲D15
4・41~43頁,甲D163,186,198,丙D19,丙D20・869頁)川瀬博京都大学教授(以下川瀬教授という。
)は,兵庫県南部地震の多大な被害
の原因は,六甲断層系により形成される神戸市地下の段差構造において,盆地端部で
発生し水平に伝播するエッジ生成波と鉛直下方から上昇してくる直達S波が増幅的に干渉するエッジ効果により周期1秒前後の速度パルスが増幅されたことにあるとし,これを踏まえ,兵庫県南部地震のようなやや短周期の大速度パルスによって構造物が塑性化すれば,その弾性時固有振動数はもはや意味を持たなくなり,共振現象による累積塑性変形で崩壊に至るのではなく,1波又は半波のパルスに対する塑性流
動によって崩壊するため,
塑性域に入るのが早い短周期構造物ほど塑性率応答は大き
くなること,
最大加速度が大きい限り大速度パルスはその卓越周期より短周期の構造物に対してのみ大きなインパクトを持つこと,したがって,震源域での固有周期0.5秒以下の一般構造物への大被害を防止するためには,強震動評価は1秒を中心とするやや短周期域さえ的確に評価できればよいこと,最大加速度は大きいが最大速度は大きくない観測波では,破壊するのに必要なエネルギーが不十分であるため,木造構造物から中層RC構造物まで広い周期範囲の構造物に深刻な被害を与えることはできず,大被害(大きな塑性率応答)を生じるためには最大加速度も最大速度も共に大きい必要があり,そのため1秒前後のやや短周期域(0.5秒~2秒)に卓越周期をもつ大振幅速度パルスこそ一般構造物に対する破壊能が最大であること,ただし,大振幅パルスは,全国至るところで同じように生じるわけではなく,震源域に
なり得る場所でかつ地盤がそれを増幅するような場所に限定されること,定量的被害
予測のためには,この大振幅速度パルスを増幅するような地下構造,特にやや深い地下構造の影響を的確に評価する必要があること,震源域において一般構造物に大被害を生成するレベルは最大加速度800ガル以上かつ最大速度100カイン以上と考えられることなどを指摘している(甲D90,丙D198)


⑷旧耐震設計審査指針に基づくバックチェック
被告は,平成7年2月,本件発電所について,旧耐震設計審査指針に基づくバックチェックを行い,以下のとおり,基準地震動S1及びS2を策定した(甲C21,弁論の全趣旨)

具体的には,基準地震動S1をもたらす設計用最強地震の対象とする地震には,過
去の地震から想定される地震として1896年鹿島灘の地震(M7.3,
震央距離
35km)活断層から想定される地震として関谷断層から想定される地震を,
(M7.
5,震央距離84km)をそれぞれ考慮した。また,基準地震動S2をもたらす設計用限界地震の対象とする地震には,活断層から想定される地震として,綾瀬川断層から想定される地震(M7.4,震央距離104km)及び海域の断層から想定される
地震(海域断層①(M6.3,震央距離37km),海域断層②(M7.3,震央距離83km))を考慮し,また,地震地体構造の見地から想定する地震として太平洋プレートとユーラシアプレート境界の地震(M73/4,震央距離35km)を考慮した。基準地震動S2として考慮する地震動には直下地震も想定した。以上を踏まえ,被告は,全ての設計用最強地震の応答スペクトルを包絡するように基準地震動S1(最大加速度180ガル)を策定した。また,設計用限界地震のうち活断層による地震及び直下地震の応答スペクトルを包絡するように基準地震動S2-1(最大加速度380ガル)を,設計用限界地震のうち地震地体構造の見地から想定する地震の応答スペクトルを包絡するように基準地震動S2-2(最大加速度270ガル)を策定した。これらの基準地震動を策定した解放基盤表面は,地表面下約280mの位置に設定した。

⑸2005年宮城県沖地震
2005年宮城県沖地震(Mw7.1,Mj7.2)の際,女川発電所敷地において,同地震のはぎとり波の応答スペクトルが一部の周期で同発電所の基準地震動S2の設計用応答スペクトルを超えた。ただし,点検の結果,一部の設備に損傷がみられたものの,安全上重要な設備に対して損傷は認められなかった。
(丙D5,73)

なお,佐藤(2010)①(丙D188)は,日本のスラブ内地震とプレート境界地震の距離減衰式の研究であるが,2005年宮城県沖地震の上下動の観測最大加速度が距離減衰式の平均値より大きいという結果は,昭和53年(1978年)から平成17年(2005年)までのMw5.5以上の我が国におけるプレート境界地震の中で,2005年宮城県沖地震の応力降下量が最大で,1978年宮城県沖地震が2
番目に大きいとの指摘と整合するもので,
より精度のよい予測のためには地域性を考
慮することが必要であるとしており,
宮城県沖の震源特性の地域性として応力降下量
(短周期レベル)が高いことが指摘されている。
⑹新耐震設計審査指針への改訂(乙Bイ1,丙D14)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
に係る知見が得られたことなどを踏まえ,原子力施設の耐震安全性に対する信頼性を一層向上させるため,平成18年9月に耐震設計審査指針が改訂された(新耐震設計審査指針。平成18年9月19日原子力安全委員会決定)

新耐震設計審査指針では,
基本方針として,
耐震設計上重要な施設は,敷地周辺の地質・地質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による地震力に対して,その安全機能が損なわれることがないように設計されなければならない。さらに,施設は,地震により発生する可能性のある環境への放射線による影響の観点からなされる耐震設計上の区分ごとに,適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられるように設計されなければならない。としているところ,これは,
旧耐震設計審査指針における基本方針の規定が

求めていたものと同等の考え方であるとされている。また,原子力安全委員会は,地震学的見地からは,
このような基本方針の下に策定された地震動を上回る強さの地震
動が生起する可能性は否定できず,耐震設計用地震動の策定においては,残余のリスク
(策定された地震動を上回る地震動の影響が施設に及ぶことにより,施設に重大な損傷事象が発生すること,
施設から大量の放射性物質が放散される事象が発生す

ること,
あるいはそれらの結果として周辺公衆に対して放射線被ばくによる災害を及ぼすことのリスク)が存在することから,施設の設計に当たっては,策定された地震動を上回る地震動が生起する可能性に対して適切な考慮を払い,基本設計の段階のみならず,それ以降の段階も含めて,この残余のリスクの存在を十分認識しつつ,それを合理的に実行可能な限り小さくするための努力が払われるべきとした(基本方
針についての解説)(乙Bイ1,丙D14)

新耐震設計審査指針における改訂のポイントとしては,①変動地形学に重点を置いた新しい活断層調査手法の導入
(設計上考慮すべき活断層をこれまで5万年前以降に
活動していたものとし,地形・地質学者から根拠が薄いと批判されていたことから,後期更新世以降(約13万年前)に拡張した。,②基準地震動は従前のS1及びS2の)

2種類からSsへと一本化し,地震動の評価方法として,従来は応答スペクトルを基にした地震動評価を中心としていたところ,断層モデルを用いた評価も並列的に行うこととしたこと(断層モデルを用いた地震動評価については,兵庫県南部地震以降,その評価技術が進歩し,また,この方法においては,震源の破壊過程や地震波の伝播特性等がモデル化されるため,評価により得られる地震動の特性は,応答スペクトルを基にした地震動評価に比してより現実的な地震波の性質に近いものになると考えられることなどから,
応答スペクトルに基づいた地震動評価の実績と断層モデルを用
いた手法の上記長所等を活かし,耐震性についての説明性をより一層向上させるため,双方の地震動評価を実施し,
基本的に評価結果のそれぞれを基準地震動Ssとして策
定することとした。,③旧耐震設計審査指針では地震動策定に伴う不確かさ(ばらつ)
き)への考慮が明示的に規定されていなかったところ,断層モデルはばらつきを考慮
してパラメータを推定し,地震動を評価すべきことを明示したこと,④震源を特定できない地震動の評価及びその妥当性を個別に検証することとしたこと(十分な調査を行っても地表に見えないが地下に存在する活断層を全て見付けることは困難なことから,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動を補完するものとしてこの規定が盛り込まれた。なお,これに伴い,旧耐震設計審査指針における直下地震M6.5という地震規模による設定は廃止された。)が挙げられる(甲D75,甲G64
(丙Bア25)
・226~228頁,262頁,丙D14・46頁)

原子力安全・保安院は,平成18年9月20日,新耐震設計審査指針への改訂を受けて,各電力会社等に対し,稼働中及び建設中の発電用原子炉施設等について,新耐震設計審査指針に照らした耐震安全性評価(耐震バックチェック)の実施及びそのた
めの実施計画の作成を求めた。これを受けて,各電力会社等が耐震安全性の評価の実施計画書を提出し,既設原子力発電所の耐震安全性の評価のために地形・地質調査を実施するとともに基準地震動の評価を準備している最中に,後記2007年新潟県中越沖地震及び2007年能登半島地震が発生した。
(甲D75,甲D76・1頁)
⑺2007年能登半島地震(丙D74,75)

平成19年3月25日に発生した2007年能登半島地震(M6.9)の際,北陸電力株式会社志賀原子力発電所において観測された地震によるはぎとり波の応答スペクトルが,同発電所の基準地震動S2の設計用応答スペクトルを長周期側の一部の周期帯において超えていた。この地震の観測記録にみられた周期0.6秒付近のピークの発生要因は,地盤深部からの増幅特性によるものとされている。なお,同周期帯には安全上重要な施設がなく,原子炉建屋及び同建屋内の安全上重要な機器について検討した結果,各施設とも弾性範囲内に収まっており,施設の健全性は確保されていた。
⑻2007年新潟県中越沖地震
平成19年7月16日に発生した2007年新潟県中越沖地震
(Mw6.(以下
6)
新潟県中越沖地震という。
)は,逆断層型の内陸地殻内地震であるが,東京電力柏

崎刈羽原子力発電所の一部の号機において観測された同地震の応答スペクトルに工事計画認可時の基準地震動S2のそれを大幅に上回るものがあった(1~4号機における加速度が大きく,設計値に対して約2~3.6倍に達した。最も大きい加速度が観測された1号機については,
原子炉建屋基礎版上での観測記録は東西方向で680
ガル(設計時の基準地震動S2による設計値273ガルの約2.5倍),原子炉建屋中

間階での観測記録は東西方向で884ガル(設計値は463ガル)であり,これを解放基盤表面
(G.
L.
-289m)
に引き直すと,
加速度は1699ガルと推定され,
旧耐震設計審査指針下における基準地震動S2450ガルに対して約3.8倍であった。。同地震による地震動は,同規模の地震から推定される平均的な地震動と比べて)
大きかったところ,その要因は,その震源特性と同発電所敷地の地下構造特性にある
と分析されており,震源特性としては,短周期レベルが同規模の地震の平均的なものよりもおよそ1.
5倍程度大きかったこと及び3つのアスペリティのうちの一つが敷地に近く強い地震波が伝播したことが挙げられている。
この地震によって,
発電所施設のうち,
耐震重要度が低い機器を中心として変圧器,
排気ダクト,構内道路,事務所等に損傷が確認され,地震関連の不適合は軽微なもの
を含めて3665件が確認されたが,原子炉の未臨界確保に必要な制御棒駆動設備,原子炉の冷却に必要な原子炉冷却系統設備,原子炉閉じ込め機能としての原子炉格納容器等の安全上重要な耐震重要度As,Aクラスの設備(後記認定事実4⑴イ(ア)のとおり,旧耐震設計審査指針において最も重要度の高い施設)に有意な損傷は確認されず,原子炉内についても全号機の点検結果,機器に影響を与える損傷・変形・脱落などの異常は確認されなかった。有限責任中間法人日本原子力技術協会は,新潟県中越沖地震後の柏崎刈羽原子力発電所健全性評価を行い,同発電所が設計用地震動を超える地震動を受けたにもかかわらず,重要設備に有意な損傷が認められなかったことは,
原子力発電設備の耐震設計の有する裕度が大きいことを示すものであるとしている。
(丙D34,丙D76~80,丙D159・付属資料90頁)
⑼新耐震設計審査指針に基づくバックチェックの実施(甲D3,76)
原子力安全・保安院は,前記新潟県中越沖地震を踏まえ,可能な限り早期に評価を完了できるよう,各電力会社等に対し,耐震バックチェックに係る実施計画の見直しを求めた。
被告は,耐震バックチェックの実施計画に基づき,平成20年3月31日,本件発電所に係る地質・地震調査結果,基準地震動Ssの策定結果,主要な施設の評価結果
等について記載した耐震バックチェックの中間報告書を提出した。被告は,上記報告書において,プレート間地震である1896年鹿島灘の地震(M7.を検討用地震とするなどして,
3)
敷地の解放基盤表面
(標高-370mの位置)
に定義される基準地震動Ssを最大加速度(水平)600ガルとし(甲C21),日本
原子力学会(2007)
(日本原子力学会標準

原子力発電所の地震を起因とした確

率論的リスク評価に関する実施基準:2007)に基づき,基準地震動Ssの年超過確率は10-4~10-5程度と算定した。
⑽東北地方太平洋沖地震
ア地震規模等
平成23年3月11日に発生した東北地方太平洋沖地震は,東北地方に沈み込む太
平洋プレート上面で起こった海溝型巨大地震であるが,
Mw9.(ただし,
0
Mw9.
1とする文献もある。という国内史上最大規模の地震であり,

世界的に見ても,
19
00年以降に観測された地震の中で4番目に当たる最大級の地震であった(甲D154・50頁,甲D161・178頁,丙D35)

しかし,東北地方太平洋沖地震以前には,日本海溝においてM9クラスの巨大地震の発生は想定されていなかった。地震調査研究推進本部は,平成23年1月時点で30年以内に宮城県沖でその地域最大規模の地震が発生する確率を99%と予測していたが,東北地方太平洋沖地震は,その想定震源域にとどまらず,三陸沖中部から南へ三陸沖南部海溝寄り,福島県沖,茨城県沖に至る南北500km,東西200kmにも及ぶ範囲で断層が破壊されたと考えられている。
(甲D194・3頁,
丙D35,
丙D159・12頁,丙D227)

イ観測記録及び一般構造物の被害
(ア)概要
東北地方太平洋地震について,K-NET,KiK-net,気象庁,自治体,国土交通省などの機関で観測された地盤上の記録の数は約3000にも昇り,一つの地震で得られた強震記録の数としては最大のものである。最大加速度については,最大
がMYG004(K-NET築館)で2700ガル(3成分合成で2933ガル),1
000ガルを超える記録は32地点で得られている。最大速度については,最大が113カインで,
70カインを超える記録が34地点で得られている。
(甲D154・5
0頁,甲D161・170頁,丙D199)
(イ)宮城県内

aMYG004(K-NET築館)
MYG004は,前記(ア)のとおり東北地方太平洋沖地震における最大加速度2700ガル(NS成分)を記録した観測点であり,その最大速度は105カイン(NS成分)であった。MYG004の観測記録について,被告において周期1~5秒のバンドパスフィルタ
(地震動の信号からある周波数帯域に含まれる周波数成分だけを

通過させそれ以外を遮断するフィルタ)をかけて1~5秒の周期成分だけ取り出したところ,最大加速度は95ガル,最大速度は28カインであった。(丙D199)
MYG004は,2008年宮城・岩手内陸地震(Mj7.2)の際にも周辺地域に比べて大きな最大加速度を示しており,この時から当該地点における地震動特性の特異性が指摘されていたが,東北地方太平洋沖地震の際も大振幅パルス(周期0.2~0.3秒の3~4パルス波から構成)が観測されたことについて,極表層地盤の非線形挙動(地震動の振幅レベルが大きくなると,地盤の土粒子のせん断応力とせん断ひずみの関係が線形ではなくなり,剛性が低下しループを描く挙動をいう。)や崖地
形による増幅が要因として指摘されている
(甲D166・4,10頁)もっとも,
5,

上記のとおり最大加速度が最大であったMYG004を含む築館地域でみられた被害は,ブロック塀の転倒,民家の外壁の剥離,窓ガラス割れ,被りコンクリートの亀
裂,道路の陥没などであり,公共構造物についても,栗原市役所において建物まわりの地盤沈下,エントランスホールの柱の外壁の剥離がみられた程度で,栗原市文化会館,築館総合支所などには外観上被害がみられなかった。同地点の疑似速度応答スペクトルをみると,短周期成分(0.5秒以下)が非常に卓越している。(丙D227・
9,10,12,13頁)

b大崎市古川地区
東北地方太平洋沖地震において,地震動により最も大きな被害を受けた地域の一つである宮城県大崎市古川地区(築館の南18km程度)では,倒壊家屋や大きな損傷を受けた住家
(その多くは新耐震基準以前に建てられたと思われる古い建物である。,)
液状化によるマンホールの浮き上がり,噴砂の痕跡などが随所で確認された。同地区
の被害の多かった地域に近接している気象庁の観測点JMA古川の疑似速度応答スペクトルでみると,周期1~2秒の成分が著しく卓越している。なお,観測点JMA古川から2kmも離れていない観測点MYG006はあまり被害がみられなかった場所であり,応答スペクトルで比較すると,JMA古川は,MYG006よりも周期1~2秒のピークが大きいことが分かっている。
(丙D227・10~13頁)

c仙台市若林区のCCHG観測点
永野(2013)によれば,仙台市若林区の七郷中学校のCCHG観測点(東北工業大学の強震観測網の観測点)については,周期1秒の大振幅パルスがみられ,最大加速度1148ガル,最大速度142カイン(水平2成分合成)という大振幅加速度かつ大振幅速度波形が観測されたものの,数km離れただけで最大速度が40カイン以下となっている地点もあるなど,地表近傍の表層地盤の増幅特性や非線形が地震動強さに影響を与えており,
地震動特性は位置により大きく変化することが指摘されて
いる(甲D166・5~7,10頁)

また,田中ほか(2016)によれば,CCHG観測点の観測記録は,大きな被害の目安となる最大加速度800ガル,最大速度100カイン以上の範囲に含まれるが,同観測点周辺においては,その他の地域と比べて大規模な被害は報告されておらず,
同観測点が設置されている七郷中学校の地盤変状等から,同観測点における強震動はそのごく近傍のみでみられた特異な現象であった可能性があり,更に周辺観測点で強震記録との比較からもCCHG観測点の地震動の増幅は同観測点において局所的にみられたものといえ,
同観測点の強震動はこの地域の揺れを代表するものとはいえな
いこと,
同観測点は強震時に表層地盤が非線形化していると推察できることなどが指
摘されている(丙D219)

dMYGH12
KiK-net観測点であるMYGH12(地表)での観測記録は,最大加速度527ガル(NS成分)
,最大速度27カイン(EW成分)であり,周期1~5秒のバン
ドパスフィルタをかけて抜き出すと最大加速度78ガル(EW成分),最大速度17

カイン(EW成分)となり,同観測点(地中)の観測記録では,最大加速度241ガル(EW成分)
,最大速度26カイン(EW成分)で,同じくバンドパスフィルタをかけて抜き出すと最大加速度74ガル(EW成分)
,最大速度17カイン(EW成分)と
なる(丙D199)

(ウ)茨城県内

東北地方太平洋沖地震の際,茨城県内のK-NET(高萩,日立,那珂湊,鹿嶋)及びKiK-net(ひたちなか)の各観測点の観測記録及び本件発電所の観測記録からは,大振幅パルスはみられていない(丙D199・16~24頁,証人e14,75頁)

地元ほか
(2016)
及び地元ほか
(2017)
によれば,
本件発電所の北方14.
4kmに位置する茨城県日立市のIBR003(K-NET日立)では,K-NET観測点の中で3番目に大きな加速度である最大加速度1845ガル(3成分合成値),
震度6強という大きな地震動が記録されたものの,表層地盤の地盤増幅特性によって,同観測点の近傍数mの範囲で局所的に地震動が大きくなったものと考えられている(丙D225,226)
。なお,日立駅周辺では構造物の非構造部材(壁や瓦)の落下
やブロック塀の転倒などがみられたにとどまり,倒壊等の重大な被害はみられなかっ
た(丙D227・10頁)

IBR003の観測記録は,
最大加速度1598ガル
(NS成分)最大速度66カ

イン(NS成分)であるが,バンドパスフィルタで周期1~5秒を取り出すと,最大加速度39,最大速度11にとどまる(丙D199・17頁)

ウ観測記録及び原子力発電所の被害

(ア)東北地方太平洋沖地震の際,福島第一発電所においては,原子炉建屋基礎版上の観測記録のうち,2号機,3号機及び5号機のEW方向において,耐震安全性評価で策定した基準地震動Ssに対する最大応答加速度値
(2号機:438ガル,
3号機:
441ガル,5号機:452ガル)を上回り,それぞれ,2号機が550ガル,3号機が507ガル,5号機が548ガルであったが(乙Bア34,35,丙D81),前

提事実6⑴のとおり,
東北地方太平洋沖地震の地震動による安全機能への影響は確認
されず,福島第一発電所事故が発生した直接的原因は,同発電所における想定を大幅に超える津波によって,
安全上重要な設備である非常用電源設備や炉心冷却機能を有
する施設が複数同時に機能喪失したことにあるというのが大方の分析結果である。(イ)女川発電所においても,1号機,2号機及び3号機における原子炉建屋の基礎
版上の観測記録のうち,各号機で観測された最大加速度は,1号機で水平方向587ガル,2号機で水平方向607ガル,3号機で573ガルであり,耐震安全性評価で策定した基準地震動Ssに対する最大応答加速度値(1号機:532ガル,2号機:594ガル,
3号機:512ガル)
を上回ったが,
一部の周期帯で上回ったにすぎず,
全体としてほぼ同等のレベルであり,同地震による各設備に発生する応力値,相対変位は機能維持の評価基準値を下回っていることや施設に大きな損傷がないことが確認されている(乙Bア34,36,丙D81~84,丙E6)
。なお,女川発電所の観
測地点であるONG128の東北地方太平洋沖地震の観測記録の加速度波形及び速度波形をみると,全周期帯では最大加速度420ガル,最大速度31カインであり,パルス波がみられるが,被告において,周期1~5秒の波形と周期1秒以下の波形とを取り出したところ,前者では66ガル,12カイン,後者では386ガル,25カ
インであり,
上記パルス波は主として周期1秒よりも短周期の成分によって構成されていた(丙D220)

(ウ)本件発電所においては,東北地方太平洋沖地震の際,そのはぎとり波の応答スペクトルが基準地震動Ss-Dの応答スペクトルを超えたが,これは,1896年鹿島灘の地震を検討用地震とする基本モデルの設定において,地域性を理由として応力
降下量を平均的レベルより低く設定していたことが原因とされた。原子力安全・保安院は,この点について,地域性を考慮した際に地震動が小さくなるような場合は,十分な検討が必要であるとした。
(乙Bア34(丙D81)
・26頁)
なお,本件発電所においては,東北地方太平洋沖地震により,タービン設備の一部で耐震クラスBクラス,Cクラスの設備が損傷を受けたが,原子炉建屋及び安全上重
要な設備(耐震クラスSクラス)の損傷は認められていない(丙E3・5頁,乙Bア36(丙E6)
・21頁)

エ東北地方太平洋沖地震の強震動に関する見解等
(ア)青井ほか(2012)による東北地方太平洋沖地震の強震動についての総合報告
青井ほか(2012)は,東北地方太平洋沖地震について,
今回の地震における被害の直接的な原因の多くは津波であるが,強震動による被害も多く報告されている。ただし,揺れによる被害率という観点では過去の同程度の震度と比較して有意に低いとの調査結果が多い。「揺れによる被害率が高くなかった理由として,被害に関連のある0.1~10秒の周期帯でみる限り,震度やPGA(最大加速度)が大きかった地点では0.5秒より短周期の地震動が卓越しており,木造家屋などの低層建築物に大きな被害を与える周期1~2秒の地震動がさほど大きくなかったことが挙げられる。このように,短周期が卓越した理由としては,表層の増幅効果が考えられ,周期0.1~0.5秒の経験的増幅特性である程度は説明が可能である。ただし,周期1~2秒の地震動のパワーが相対的に小さかったのが,震源特性や伝播経路特性の影響は小さく主に表層増幅特性によるものであったかどうかについては地震防災上重要
な問題であり,今後の研究が待たれる。
」と指摘している(甲D161・179頁)

(イ)川瀬(2014)の海溝型巨大地震の強震動の特性と巨大剛構造物としての原子力発電所の応答について(丙D63)
川瀬教授は,東北地方太平洋沖地震について,宮城県・茨城県を中心に多くの地点で大きな加速度を有する強震記録を観測し,最大加速度では三陸から茨城県に至る広
い沿岸地域において500ガル以上となっているが,その大加速度領域内でも最大速度では80カイン以下となるなど,加速度が大きい割には速度はそれほど大きくなく,兵庫県南部地震の経験から求められた大被害となる条件である最大加速度800ガル以上,最大速度100カイン以上の条件を満たし,かつ明瞭なやや短周期パルスがみられた観測記録は見当たらなかったと指摘している。

また,川瀬教授は,筑波大学の境教授が震度6強以上を記録した観測点回りの被害建物棟数を現地調査し,非常に小さい被害率であったことを報告していることや,同教授らが観測強震動波形を兵庫県南部地震の震災の帯の中での被害率を再現できる非線形構造物応答解析モデルに入力して数値的に被害率を計算したところ,2700ガルを記録したMYG004を含む一部の加速度の大きな地点を除きほとんどの地
点で被害率が10%以下となったことにつき,

剛構造設計のコンセプトに基づいて水平抵抗強度を付与することを主たる目的としている日本の耐震設計・耐震建築が,加速度が大きいだけのランダムな震動に対しては十分な抵抗力を持っていることを示している。

と指摘した上で,原子力発電所の巨大地震による被災リスクを考える上でもこの強震動特性と原子力発電所の応答特性との関係は重要である。一般構造物と同様に原子力発電所は剛構造設計のコンセプトに基づいて設計されており,単にその共振振動数だけを考えれば海溝型巨大地震で大加速度地震動が入力した場合,大きな応答が生じることが危惧されるわけであるが,ではそれが直ちに大きな構造物被害に結びつくかというと,一般構造物と同様なメカニズムによってそうはならない可能性が高い。と述べている(丙D63)。
2認定事実2(新規制基準の内容・地震動評価の手法等について)
当事者間に争いのない事実,掲記の証拠及び弁論の全趣旨によれば,地震に関する規制の内容,地震動評価の一般的手法等について,以下のとおり認められる。⑴新規制基準の内容
ア設置許可基準規則
設置許可基準規則は,
設計基準対象施設は地震力に十分に耐えることができるもの

でなければならない(同規則4条1項)とした上で,耐震重要施設にあってはその供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力(以下基準地震動による地震力という。
)に対して安全機能が
損なわれるおそれがないものでなければならない(同規則4条3項)としている。また,設置許可基準規則39条1項においては,重大事故等対処施設のうち,常設
耐震重要重大事故防止設備
(重大事故事故防止設備のうち常設のもの(以下

常設重大事故防止設備
という。であって,

耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が
有する機能を代替するもの。
)が設置される重大事故等対処施設(特定重大事故等対
処施設
(同規則42条に規定するテロリズム対策施設をいう。を除く。にあっては,)

基準地震動による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するため
に必要な機能が損なわれるおそれがないものであることを(同項1号),常設重大事
故緩和設備(重大事故緩和設備のうち常設のもの。
)が設置される重大事故等対処施

(特定重大事故等対処施設を除く。にあっては,

基準地震動による地震力に対して
重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであることを(同項3号)
,特定重大事故等対処施設にあっては,設置許可基準規則第4条2項の規定により算定する地震力に十分耐えることができ,かつ,基準地震動による地震力に対して重大事故などに対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであることを(同項4号)
,それぞれ要求している。
イ設置許可基準規則解釈(甲Bア5,丙Bア9)
(ア)基準地震動(別記2・5項)
基準地震動は,
安全上重要な施設の耐震安全性を確保する上での
基準
となる
地震動(地震に伴って生じる揺れ)であり,
その地震動による地震力が加わった際に原
子力発電所の安全上重要な施設の安全機能が保持できるかどうかを確認するための役割を担っている(甲G64(丙Bア25)
・244頁)

設置許可基準規則解釈別記2・4項において,基準地震動は,設置許可基準規則4条3項のその供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震
による地震動をいうものと定義され,同5項において,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性等の地震学及び地震工学的見地から想定することが適切なものとして,以下の方針により策定することとされている。
(なお,
基準地震動は,
加速度時刻歴波形に
おける最大加速度の値(ガル)で表現されることがあるが,地震波形は,様々な周期
の波が重なり合ってできており,かつ,多くの場合,数十秒間続いてその間に強くなったり弱くなったりする一方,構築物は,それ自身の質量と剛性により定まる固有周期を有しており,
その固有周期に等しい周期の波が入力された場合には揺れが大きくなる(共振)ことから,地震動に対する構築物の健全性を評価するに当たっては,地震動の最大加速度だけではなく,地震動が有する周期成分の大きさと構築物の固有周
期の関係が特に重要となる。基準地震動○ガル(cm/s2)との表現は,地震動の強さを便宜的に表すため,
基準地震動の時刻歴波形について,
原子力発電所の場合は,
短周期(50Hz(周期0.02秒)程度)の加速度波形に着目し,その最大加速度値を示したものである。
(甲G64(丙Bア25)
・277頁)

a敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び震源を特定せず策定する地震動について,解放基盤表面における水平方向及び鉛直方向の地震動としてそれぞれ策定すること。
(同5項1号)
上記の解放基盤表面とは,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の表面をいう。ここでいう上記の基盤とは,おおむねせん断波速度Vs=700m/s以上の硬質地盤であって,
著しい風化を受けていないものとする。
b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。
(同5項4号)
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。
(同5項4号)
①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,断層及び褶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・岩質の不均一性
並びに地震波速度構造等の地下構造及び地盤の減衰特性を評価すること。なお,評価の過程において,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。
②上記①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。
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。(イ)
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(別記2・5項2号)
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動は,内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震について,敷地に大きな影響を与えると予想される地震(検討用地震)を複数選定し,選定した検討用地震ごとに,不確かさを考慮して応答スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価を,解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定することとされている。
上記の内陸地殻内地震とは,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。
上記のプレート間地震とは,相接する二つのプレートの境界面で発生する地震をいう。
上記の海洋プレート内地震とは,沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内部で
発生する地震をいい,海溝軸付近又はそのやや沖合で発生する沈み込む海洋プレート内の地震又は海溝軸付近から陸側で発生する沈み込んだ海洋プレート内の地震(スラブ内地震)の2種類に分けられる。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とされている。

①内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震について,活断層の性質や地震発生状況を精査し,
中・小・微小地震の分布,
応力場及び地震発生様式
(プ
レートの形状・運動・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。
②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。
ⅰ)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。
ⅱ)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。③プレート間地震及び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。
④上記①で選定した検討用地震ごとに,下記ⅰ)の応答スペクトルに基づく地震動評価及びⅱ)
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。
ⅰ)応答スペクトル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応答スペクトルを評価の上,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。
ⅱ)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。
⑤上記④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,
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。
⑥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⑤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,更に十分な余裕を考慮して基準地震動を策定すること。
⑦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。⑧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
(同5項3号)
震源を特定せず策定する地震動は,震源と活断層を関連づけることが困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し,これらを基に,
各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定することとされている。

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とされている。


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絡線の経時的変化等の地震動特性を適切に考慮すること。


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)耐震設計(詳細は後記認定事実4⑵アのとおり)原子力発電所の耐震上重要な施設(Sクラス)は,静的地震力として,建築基準法との対比において,
一般産業施設の水平地震力の3倍の地震力及び弾性設計用地震動
による地震力のいずれか大きい方の地震力に対しおおむね弾性状態に留まる範囲で耐えることが要求されている(別記2・3項1号,同4項2号,甲G64(丙Bア25)
・236~238頁)

ウ地震動審査ガイド(Ⅰ.基準地震動)
(甲Bア7,甲D17,乙Bア51)

地震動審査ガイドのうち,
Ⅰ.基準地震動に関する部分の内容は,次のとおりで
ある。
(ア)目的・基本方針
a目的(1.1)
地震動審査ガイドは,
発電用軽水型原子炉施設の設置許可段階の耐震設計方針に関

わる審査において,審査官等が設置許可基準規則及び同解釈の趣旨を十分踏まえ,基準地震動の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的とするものである。b基本方針(2)
基準地震動の策定における基本方針は,以下のとおりである。
(a)
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,それぞれ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策定されていること。
(2.⑴)
(b)
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動は,内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震について,敷地に大きな影響を与えると予想される地震(検討用地震)を複数選定し,選定した検討用地震ごとに不確かさを考慮して,応答
スペクトルに基づく地震動評価及び断層モデルを用いた手法による地震動評価により,それぞれ解放基盤表面までの地震波の伝播特性を反映して策定されていること。不確かさの考慮については,
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の適切な手法を用いて評価すること。
(2.⑵)
(c)
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,敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定されていること。
(2.⑶)
(d)
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
及び
震源を特定せず策定する地震動を相補的に考慮することによって,敷地で発生する可能性のある地震動全体を
考慮した地震動として策定されていること。
(2.⑷)
(イ)敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
a策定方針(3.1)
検討用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に基づき策定されている必要がある。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,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。
)が十分に考慮されている必要
がある。
(3.1⑴)
b検討用地震の選定(3.2)
(a)内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震について,活断層の
性質や地震発生状況を精査し,中・小・微小地震の分布,応力場,地震発生様式(プレートの形状・運動・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)
て,検討用地震が複数選定されていることを確認する。
(3.2.1⑴)
(b)内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震について,各種の調査及び観測等により震源として想定する断層の形状等の評価が適切に行われている
ことを確認する。
(3.2.2⑴)
(c)内陸地殻内地震の起震断層,活動区間及びプレート間地震の震源領域に対応する震源特性パラメータに関して,
既存文献の調査,
変動地形学的調査,
地表地質調査,
地球物理学的調査の結果を踏まえ適切に設定されていることを確認する。(3.
2.
3
⑴)
(d)震源モデルの長さ又は面積,あるいは1回の活動による変位量と地震規模を関連づける経験式を用いて地震規模を設定する場合には,経験式の適用範囲が十分に検討されていることを確認する。その際,経験式は平均値としての地震規模を与えるものであることから,経験式が有するばらつきも考慮されている必要がある。(同⑵)
(e)プレート間地震及び海洋プレート内地震の規模の設定においては,敷地周辺において過去に発生した地震の規模,すべり量,震源領域の広がり等に関する地形・地
質学的,地震学的及び測地学的な直接・間接的な情報が可能な限り活用されていることを確認する。国内のみならず世界で起きた大規模な地震を踏まえ,地震の発生機構やテクトニクス的背景の類似性を考慮した上で震源領域が設定されていることを確認する。特に,スラブ内地震についてはアスペリティの応力降下量(短周期レベル)が適切に設定されていることを確認する。
(同⑶)

(f)長大な活断層については,断層の長さ,地震発生層の厚さ,断層傾斜角,1回の地震の断層変位,断層間相互作用(活断層の連動)等に関する最新の研究成果を十分考慮して,地震規模や震源断層モデルが設定されていることを確認する。(同⑷)
(g)孤立した長さの短い活断層については,地震発生層の厚さ,地震発生機構,断層破壊過程,スケーリング則等に関する最新の研究成果を十分に考慮して,地震規模
や震源断層モデルが設定されていることを確認する。
(同⑸)
c応答スペクトルに基づく地震動評価(3.3.1)
検討用地震ごとに適切な手法を用いて応答スペクトルが評価され,それらを基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,振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性が適切に設定され,
地震動評価が行われていることを確認する。
(3.
3.

1⑴)
①経験式(距離減衰式)の選定
1)応答スペクトルに基づく地震動評価において,用いられている地震記録の地震規模,震源距離等から,適用条件,適用範囲について検討した上で,経験式(距離減衰式)が適切に選定されていることを確認する。
2)参照する距離減衰式に応じて適切なパラメータを設定する必要があり,併せて震源断層の拡がりや不均質性,
断層破壊の伝播や震源メカニズムの影響が適切に考慮
されていることを確認する。
②地震波伝播特性(サイト特性)の評価
1)
水平及び鉛直地震動の応答スペクトルは,
参照する距離減衰式の特徴を踏まえ,
敷地周辺の地下構造に基づく地震波の伝播特性(サイト特性)の影響を考慮して適切
に評価されていることを確認する。
2)
敷地における地震観測記録が存在する場合には,
それらを収集・整理・解析し,
地震の発生様式や地域性を考慮して地震波の伝播特性の影響を評価し,応答スペクトルに反映させていることを確認する。
d断層モデルを用いた手法による地震動評価(3.3.2)

(a)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が設定され,地震動評価が行われていることを確認する。
(3.3.2⑴)
(b)観測記録がある場合には,記録の精度や想定する震源断層の特徴を踏まえ,要素地震としての適性について慎重に検討した上で,経験的グリーン関数法による地震動評価が行われていることを確認する。
(同⑵)

(c)統計的グリーン関数法及びハイブリッド法(理論的手法と統計的あるいは経験的グリーン関数法を組み合わせたものをいう。以下同じ。
)による地震動評価におい
ては,地質・地質構造等の調査結果に基づき,各々の手法に応じて地震波の伝播特性が適切に評価されていることを確認する。
(同⑶)
(d)経験的グリーン関数法,統計的グリーン関数法及びハイブリッド法以外の手法
を用いる場合には,その手法の妥当性が示されていることを確認する。(同⑷)
①震源モデルの設定
1)震源断層のパラメータは,活断層調査結果等に基づき,地震調査研究推進本部による「震源断層を特定した地震の強震動予測手法」(レシピ)等の最新の研究成果を考慮し設定されていることを確認する。
2)アスペリティの位置が活断層調査等によって設定できる場合は,その根拠が示されていることを確認する。根拠がない場合は,敷地への影響を考慮して安全側に設定されている必要がある。なお,アスペリティの応力降下量(短周期レベル)については,新潟県中越沖地震を踏まえて設定されていることを確認する。②経験的グリーン関数法による地震動評価
1)経験的グリーン関数法を適用する場合には,観測記録の得られた地点と解放基
盤表面との相違を適切に評価する必要がある。また,経験的グリーン関数法に用いる要素地震については,地震の規模,震源位置,震源深さ,メカニズム等の各種パラメータの設定が妥当であることを確認する。
③統計的グリーン関数法及びハイブリッド法による地震動評価1)統計的グリーン関数法やハイブリッド法による地震動評価においては,震源か
ら評価地点までの地震波の伝播特性,地震基盤からの増幅特性が地盤調査結果等に基づき評価されていることを確認する。
2)ハイブリッド法を用いる場合の長周期側と短周期側の接続周期は,それぞれの手法の精度や用いた地下構造モデルを考慮して適切に設定されていることを確認する。また,地下構造モデルは地震観測記録等によってその妥当性が検討されているこ
とを確認する。
e不確かさの考慮(3.3.3)
(a)応答スペクトルに基づく地震動の評価過程に伴う不確かさについて,適切な手法を用いて考慮されていることを確認する。地震動評価においては,用いる距離減衰式の特徴や適用性,地盤特性が考慮されている必要がある。
(3.3.3⑴)

(b)断層モデルを用いた手法による地震動の評価過程に伴う不確かさについて,適切な手法を用いて考慮されていることを確認する。併せて,震源特性パラメータの不確かさについて,その設定の考え方が明確にされていることを確認する。(同⑵)
①支配的な震源特性パラメータ等の分析
震源モデルの不確かさ(震源断層の長さ,地震発生層の上端深さ・下端深さ,断層傾斜角,アスペリティの位置・大きさ,応力降下量,破壊開始点等の不確かさ及びそれらに係る考え方,解釈の違いによる不確かさ)を考慮する場合には,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,その結果を地震動評価に反映させることが必要である。特に,アスペリティの位置・応力降下量や破壊開始点の設定等が重要であり,震源モデルの不確かさとして適切に評価されていることを確認する。
(同⑵①1)


②必要に応じた不確かさの組み合わせによる適切な考慮1)地震動の評価過程に伴う不確かさについては,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されていることを確認する。
2)地震動評価においては,震源特性(震源モデル)
,伝播特性(地殻・上部マント
ル構造)
,サイト特性(深部・浅部地下構造)における各種の不確かさが含まれるた
め,これらの不確実さ要因を偶然的不確実さと認識論的不確実さに分類して,分析が適切になされていることを確認する。
(ウ)震源を特定せず策定する地震動
a策定方針(4.1)
(a)
震源を特定せず策定する地震動
は,
震源と活断層を関連づけることが困難な

過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し,これらを基に各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクトルを設定して策定されている必要がある。
(4.1⑴)
(b)応答スペクトルの設定においては,解放基盤表面までの地震波の伝播特性が反映されている必要がある。
また,
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が適切に評価されている必要がある。(同⑵)
(c)地震動の策定においては,設定された応答スペクトルに対して,地震動の継続時間,振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性が適切に評価されている必要がある。(同⑶)
(d)なお,「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,最新の科学的・技術的知見を踏まえて個別に確認する。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が適切に行われている必要がある。(同⑷)
b地震動評価(4.2)
(a)
震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震を検討対象地震として適切に選定し,
それらの地震時に得られた震源近傍における観測記録を適切

かつ十分に収集していることを確認する。
(4.2.1⑴)
(b)検討対象地震の選定においては,地震規模のスケーリング(スケーリング則が不連続となる地震規模)
の観点から,
地表地震断層が出現しない可能性がある地震
を適切に選定していることを確認する。
(同⑵)
(c)
また,
検討対象地震の選定の際には,
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についても検討を加え,必要に応じて選定していることを確認する。
(同⑶)
(d)
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分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
震動が観測された地震を対象とする。
(4.2.1〔解説〕⑴)
(e)
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,孤立した長さの短い活
断層による地震が相当する。
なお,
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。このことを踏まえ,観測記録収集対象の地震としては,以下の地震を個別に検討する必要がある。(同⑵)
①孤立した長さの短い活断層による地震
②活断層の密度が少なく活動度が低いと考えられる地域で発生した地震③上部に軟岩や火山岩,堆積層が厚く分布する地域で発生した地震(f)震源を特定せず策定する地震動の評価において,収集対象となる内陸地殻内地震の例は,別紙4のとおり,Mw6.5以上の2地震とMw6.5未満の14地震を含む16地震である。
(同⑶)

c補足説明
前記b(b)にいう地震規模のスケーリングの観点とは,地震発生層内で断層幅の飽和に起因して,スケーリング則が遷移する(スケーリング則が不連続となる)地震規模がM₀=7.5×1018Nm(Mw6.5)程度であるとの知見に基づき,この程度の規模より大きい内陸地殻内地震は,地表に何らかの痕跡を残すとの考えのこと
をいう(丙D55・8頁,140・7頁)

上記知見を踏まえ,地震動審査ガイドでは,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)と地域性を踏まえて検討すべ

き,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(Mw
6.5以上の地震)
)とを区別している(前記b(d)(e)。


もっとも,原子力規制委員会の平成25年3月22日段階の震源を特定せず策定する地震動についての検討結果においては,Mw6.5相当以上の地震でも,地表で地震断層が認めにくい地震や地震規模に比べて著しく短い断層長しか特定できない地震が存在することから,地域的な特徴を踏まえて,対象となる地震を検討する必
要があるとされていた(丙D55・8頁)

(エ)基準地震動
a策定方針(5.1)
(a)基準地震動は,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び震源を特定せず策定する地震動の評価結果を踏まえて,基準地震動の策定過程に伴う各種の不確かさを考慮して適切に策定されている必要がある。
(同⑴)
(b)基準地震動の策定に当たっては,敷地における地震観測記録を踏まえて,地震発生様式,
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。が十

分に考慮されている必要がある。
(同⑵)
b基準地震動の策定(5.2)
(a)応答スペクトルに基づく手法による基準地震動は,検討用地震ごとに評価した
応答スペクトルを下回らないように作成する必要があり,その際の振幅包絡線は,地震動の継続時間に留意して設定されていることを確認する。
(同⑴)
(b)断層モデルを用いた手法による基準地震動は,施設に与える影響の観点から地震動の諸特性(周波数特性,継続時間,位相特性等)を考慮して,別途評価した応答スペクトルとの関係を踏まえつつ複数の地震動評価結果から策定されていることを
確認する。
(同⑵)
(c)震源を特定せず策定する地震動による基準地震動は,設定された応答スペクトルに対して,地震動の継続時間,振幅包絡線の経時的変化等の地震動特性が適切に考慮されていることを確認する。
(同⑶)
(d)基準地震動は,最新の知見や震源近傍等で得られた観測記録によってその妥当
性が確認されていることを確認する。
(同⑷)
(オ)超過確率
a評価方針(6.1)
(a)
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,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
に相当するかを確認する。
(同⑴)
なお,年超過確率は,基準値を超える事象が1年でどれくらいの確率で生ずるのか(どの程度稀な現象なのか)を示すものであり,地震動の超過確率は,地震の発生確率(将来の一定期間において,ある断層がずれ動いて地震が起きる可能性を数字で表したものをいう。)に条件付超過確率(ある断層がずれ動いて地震が起きた場合,ある地点の地震動の強さが想定する地震動の強さを超える確率のことをいう。)を乗じて算出される
(地震動の超過確率=地震の発生確率×条件付超過確率)
(甲G64
(丙
Bア25)・290,291頁)。
(b)超過確率を参照する際には,基準地震動の応答スペクトルと地震ハザード解析による一様ハザードスペクトルを比較するとともに,当該結果の妥当性を確認する。(同⑵)

b解説
地震ハザード解析による一様ハザードスペクトルの算定においては,例えば日本原子力学会(2007)等に示される手法を適宜参考にして評価する。c地震動の超過確率を求める趣旨について
原子力規制委員会は,
新規制基準の考え方において地震動の超過確率を求める

趣旨について以下のとおりとしている
(甲G64
(丙Bア25)
・291,
292頁)

例えば,内陸地殻内地震で考えた場合,詳細な調査を尽くしても,震源断層の長さや断層傾斜角度等の評価は,専門家の間で分かれることもあり,また,震源断層の位置・形状や破壊過程等の全てを事前に予測することは不可能であるので,調査結果の信頼性及び精度を確保したとしても,基準地震動を上回る強さの地震動が発生するこ
とを事前に完全に否定し尽くすことはできないし,そのようなことは基準地震動策定において求められているものではない。このため,設置許可基準規則は,事業者に対し,地震動の超過確率を適切に参照するように求めている。そして,原子力規制委員会の審査官は,
事業者が,
基準地震動を策定する過程で,
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,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のか,一様ハザードスペクトルを使って,適切に把握しているのか否か,また基準地震動の超過確率の計算過程等に問題がないかどうか,
確認を行っている。
なお,
原子力規制委員会としては,
発電用原子炉を設置する事業者は,地震動の超過確率を参照することで,基準地震動を上回る強さの地震動が発生する可能性を常に認識した上で,施設の設計に当たって適切な配慮を払うことで,継続して,いわゆる残余のリスク
(基準地震動を上回る
強さの地震動が発生することで耐震重要施設の安全機能が損なわれるリスク)を低減していく努力を継続することが重要であると考えている。
エ地震動審査ガイド(震源を特定せず策定する地震動)の見直しについて(ア)4地震についての電力事業者の取組状況
地震動審査ガイドが,震源を特定せず策定する地震動のうち,地表地震断層が出現
しない可能性がある地震(Mw6.5未満の地震)の収集例として挙げる14地震の中でも,2013年栃木県北部地震,2011年和歌山県北部地震,2011年茨城県北部地震及び2011年長野県北部地震の4地震については,同じく14地震の一つである留萌支庁南部地震とともに敷地に及ぼす影響が大きい地震と考えられているが,精度の高い地盤モデルを作成するためには,物理モデルによるサイト特性評価
に必要な数値解析手法の開発,数値解析に必要な地盤定数の測定,収集,モデルの更正に必要な観測記録の収集・分析の三つの作業が一体として求められるなど,技術的に容易なものではなく,電力事業者は,各観測地点の地盤物性の評価等に時間を要しており,基盤地震動の評価に至っていなかった(丙D57,139,159・36,37頁)


(イ)特定せずの地震動検討チームによる検討
原子力規制委員会は,平成29年11月29日,それまでの新規制基準の適合性審査において,震源を特定せず策定する地震動のうち,地表地震断層が出現しない可能性がある地震(Mw6.5未満の地震)については,地震動審査ガイドに例示のMw6.5未満の14地震の中から影響の大きい5地震(前記(ア)の4地震及び留萌支
庁南部地震)
を抽出した上で基盤地震動が評価可能な留萌支庁南部地震に不確かさを考慮して策定した地震動を妥当と判断してきたところ,前記(ア)の状況を踏まえ,震源を特定せず策定する地震動
(Mw6.5未満の地震)は,地震学的検討から全
国共通に考慮すべき地震と位置付けられており,共通に適用できる地震動の策定方法(標準応答スペクトルの提示も含む。
)を明確にすることが望ましいとの考えから,
震源を特定せず策定する地震動に関する検討チーム
(特定せずの地震動検討チー
ム)を設けた(丙D139)

特定せずの地震動検討チームは,平成30年1月から令和元年8月まで,計11回の会合を実施し,過去の内陸地殻内地震の地震動観測記録を収集・分析し,地域的な特徴を極力低減させて普遍的な地震動レベルを設定するために,震源近傍での地震基盤相当面における多数の地震動記録について統計的な処理を行い,標準応答スペクト
ルを策定するための検討及び議論を行った。その結果は,令和元年8月7日の特定せずの地震動検討チーム第11回会合において,
全国共通に考慮すべき『震源を特定せず策定する地震動』に関する検討報告書(以下検討チーム報告書という。
)と
して取りまとめられた(甲D110~118,丙D140)

(ウ)検討チーム報告書

検討チーム報告書によれば,標準応答スペクトルは,概要,以下の手順により設定される。
すなわち,
①平成12年
(2000年)
1月1日~平成29年
(2017年)
12月31日までに発生したMw5.0~6.6の規模の内陸地殻内地震の震央距離30km以内の観測記録を収集・整理し,②上記①で整理した89の地震の観測記録について,地中地震計よりも上の地盤の影響を除去するためのはぎとり解析を実
施し,硬質地盤の解放面における地震動(はぎとり波)を算出し,③上記②で算出したはぎとり波について,
震源近傍の領域での地震基盤相当面における地震動として扱
うために,必要に応じて震源距離補正及び地盤物性補正を行い(なお,地震規模の補正は,観測記録が本来持っている震源特性を変化させることになることなどから,地震規模を一律の規模に補正する処理は実施しないこととされた。,④これに統計処理)

を行い,Mw5.0~6.5程度の地震動の非超過確率97.7%(平均+2σ)のスペクトルを基に,標準応答スペクトルを設定する。
(丙D140)
また,検討チーム報告書においては,標準応答スペクトルの設定に当たり,震央距離10km以内の記録のみを用いることが望ましいとしつつも,これに該当する記録数が少ないことから,
震央距離30km以内で収集した観測記録を半径10km程度
の震源近傍の領域内で観測されたものと想定して統計処理上のデータ数を確保するために,はぎとり波の応答スペクトルに震源距離補正を施すこと(震源距離補正)が提案されている(丙D140・10,11頁)

なお,検討チーム報告書においては,
地表地震断層が出現しない可能性がある地震は,現在の地震動審査ガイドのMw6.5未満から推定誤差等を考慮して,Mw6.5程度未満と変更することとされている(甲D110の3・20頁,丙
D140・5頁)

(エ)新規制基準への反映に向けた検討状況
原子力規制庁は,令和元年度第24回原子力規制委員会(令和元年8月28日)において,検討チーム報告書について報告し,原子力規制委員会は,その内容を規制に反映することを了承するとともに,原子力規制庁に対し,規制への取り入れ方を検討
するよう指示した(丙D140,141)

原子力規制庁は,上記の指示を受けて,『震源を特定せず策定する地震動に関する検討チーム』の検討結果を受けた規制上の対応について
と題する書面を取りまとめ,
令和元年度第28回原子力規制委員会(令和元年9月11日)において,これを報告したところ,その内容が同委員会により了承された(丙D142,143)。

上記書面では,標準応答スペクトルの規制上の位置付けについて,設置許可基準規則解釈は観測記録の収集により得られた複数の地震動を基に応答スペクトルが設定されることを想定したものである。このため,多数の観測記録に基づき策定された標準応答スペクトルを基に基準地震動を策定する手法は,これに合致する現時点において最適な手法と考えている。また,『震源を特定せず策定する地震動(全国共通)』に基づく基準地震動は,本来国内においてどこでも発生すると考えられる全国共通に考慮すべき地震を踏まえて策定されるものであるため,地域特性の影響を極力低減させた標準応答スペクトルを基に策定することは合理的である。以上より,継続的改善を図る観点から,標準応答スペクトルを基に基準地震動を策定する手法を基準地震動の策定プロセスにおいて用いるべきことを要求するよう基準を改正し,留萌地震を基に基準地震動を策定した既許可の原子力施設を含め,事業者に対してこの手法による評価を求めることが適切と考える。今回の検討チームの検討結果は…今回策定した標準応答スペクトルと留萌地震の応答スペクトルとの間に大きな差はないことから,これまでの留萌地震を基にした基準地震動を用いた審査を否定するものではない。また,今回の規制への取り入れに当たっての考え方は,基準地震動の策定プロセスを改善するものであり,新しい標準応答スペクトルによる手法で評価を行った結果,基準地震動が見直される可能性はあるものの,施設・設備に対する要求レベルそのものを変更するものではない。これらを踏まえ,留萌地震を基に基準地震動を策定した原子力施設に対して,現時点で直ちに使用の停止や標準応答スペクトルの審査・検査での適用を求める必要はないと考えるとされており,また,今後の基準改正について,震源を特定せず策定する地震動(全国共通)の策定に当たって標準応答スペクトルを用
いた評価を行うことを要求するよう,設置許可基準規則解釈及び審査ガイド等を改正することや,基準の改正に当たり,本件の安全上の重要性,事業者が対応するために必要な期間等を総合的に判断し経過措置を定める必要があり,事業者が対応するために必要な期間等については公開の会合で事業者の意見を聴くことが示されている。(丙D142)

原子力規制委員会は,上記書面と同様の考え方の下,今後の震源を特定せず策定する地震動の審査について,標準応答スペクトルによる評価のみで行うのか,標準応答スペクトルによる評価に加えて留萌支庁南部地震による評価を併せて求めるのかについて協議し,
双方の評価の結果に大差がないという観点などから標準応答スペ
クトルのみでよいとの意見も出たが,両者の手法の違いなどから,両者を併せて求め
る方法が選択された(丙D143・17~24頁)

原子力規制委員会は,本件口頭弁論終結時現在,標準応答スペクトルの導入に向けて設置許可基準規則等の改正に係る検討を進めているところである(弁論の全趣旨)。
⑵地震動評価の手法その1(応答スペクトルに基づく地震動評価手法)ア応答スペクトルに基づく地震動評価手法
応答スペクトルに基づく地震動評価とは,内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震から,
敷地に大きな影響を与えると予想される地震として選定
された検討用地震の震源が活動したと仮定した場合に,評価地点において想定される地震動を経験的に算出するもので,基準地震動を策定する際の評価方法の一つである(甲G64(丙Bア25)
・251頁)

応答スペクトルとは,地震動がいろいろな固有周期(構造物が個別に有している揺
れやすい周期)を持つ建物・構築物及び機器・配管系に対して,どのような揺れ(応答)を生じさせるかを,縦軸に加速度・速度等の最大応答値,横軸に固有周期(又はその逆数の固有振動数)をとって,分かりやすいように描いたものをいう。応答スペクトルは,応答値のとる量(加速度・速度等)により,それぞれ加速度応答スペクトル,速度応答スペクトルなどと称される。加速度応答スペクトルを作成することによ
り,建物・構築物及び機器・配管系の固有周期が分かれば,それぞれに作用する地震力の大きさを把握できる。応答スペクトルに基づく地震動評価は,距離減衰式に代表される,
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る。ここで,
距離減衰とは,地震の揺れ(震度の大きさ)と震源
からの距離との関係を示したもので,地震が発生した場所から遠くなればなるほど,
地震の揺れが弱くなることをいう。
距離減衰式
とは,
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る。
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。応答スペクトルに基づく地震動評価においては,地震の規模を表すマグニチュード,震
源距離を用いて地震基盤等比較的堅い岩盤における応答スペクトルを求め,解放基盤表面までの地盤特性を考慮した補正(増幅や卓越周期)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(甲G64(丙Bア25)
・251,252頁)

距離減衰式は,少ないパラメータ(地震規模,震源距離,地盤の卓越周期等)を用いて平均的な地震動の強さを示す指標として非常に有効なものとして,原子力施設を含め耐震設計において活用されてきた(甲G64(丙Bア25)
・253頁)

イNodaetal.(2002)の方法(丙D31)
Nodaetal.(2002)の方法とは,岩盤において観測された地震観測記録を用いて求められた地震動の応答スペクトルの評価方法であり,地震の規模(気象庁マグニチュード)
,等価震源距離及び評価地点の対象地盤の弾性波速度により,解放基盤表面の地震動の応答スペクトルを算定する手法をいう。
耐専スペクトルとも呼ばれ

る。ここに等価震源距離とは,面的に広がりを持つ震源断層から受けるエネルギーと同じエネルギーを放つ仮想の点震源までの距離を意味する。すなわち,震源断層面を細分化して考えた場合,細分化した各要素から放出される地震波エネルギーと,観測点から当該要素までの距離により求められる観測点への到達エネルギーの積分値である地震波エネルギーの総量と同じ地震動を与える仮想の点震源までの距離を指し,
各要素から放出されるエネルギーの分布を考慮する関係上,アスペリティの影響も考慮することができる(丙D159・付属資料95頁)

Nodaetal.(2002)の方法は,水平方向及び鉛直方向の地震動の応答スペクトルを評価することができ,
敷地における地震観測記録による補正係数を設定すること
によって,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。
)を考慮することができる。なお,Nodaetal.(2002)の基礎となるデータベースは深さ60km以浅の地震のみからなりそのうち海溝沿いの地震が8割程度を占めることから,海溝沿いの地震をよく説明するが,内陸の浅い地震では,系統的に過大評価となるため,補正が必要であると考えられており,0.6の補正係数を設定している。また,JEAG4601-2015は,Nodaetal.(2002)
等による距離減衰式の手法の留意点として,内陸地殻内地震については,周期0.02~0.6のコントロールポイントについて0.6倍の補正係数を乗じると地震動の平均的な特性をより正確に表すことができるとした上で,震源メカニズムによっては補正を加えない状態でそのまま当てはまる例も認められることから,補正を施す際には,対象とする地震の震源メカニズム等を過去の地震の事例と照らし合わせ,妥当性を確認するものとし,また,敷地内に多数の観測記録がある場合には,本評価法による地震動評価結果との比較の上,
敷地固有の評価を行うこととしている
(丙D248・
47頁)

さらに,Nodaetal.(2002)は,解放基盤表面で観測された44地震の水平214記録及び鉛直107記録の回帰分析から得られた平均応答スペクトルに基づき提案された方法であるところ,その導出の基になったデータセット等に照らし,適用
範囲の上限はM8.5と考えられている(丙D159・16頁)

Nodaetal.(2002)の方法を含め,距離減衰式については,地震規模や震源距離といった比較的少ないパラメータでもって観測記録を処理し提案されるものであることもあって,多数の観測記録に基づく標準的な地震動レベルが得られる一方,個々の観測記録との間には,自ずとばらつきを伴うものであり,その要因について,
様々な研究者により研究がなされており,そもそもの観測記録の精度の問題に加えて,短周期成分に与える影響の大きい震源特性の違いとして,距離減衰式では一般に考慮されない,応力降下量の違いや破壊伝播方向の違いを指摘する見解(池浦・野田(2005)
)や振幅レベルが大きくなるほどばらつきが少なくなることを指摘する見解(翠川・大竹(2003)
)もある(丙D159・20,21頁,同付属資料93,9

4頁)
。池浦・野田(2005)
(丙D137)は,距離減衰式の回帰モデルにおける
標準誤差は距離減衰式における地震規模依存性や距離減衰特性及びサイト特性などのモデル化に起因する誤差とデータ自体のばらつきによる誤差とを分離することが難しく,
最終的に得られたばらつきがどのような要因で決まっているかを定量的に解釈することは必ずしも容易でないこと,また,これらの距離減衰式を用いて評価され
たばらつきは,
一定の距離減衰式を不特定多数の地震や地点に適用した場合の誤差を含んでいるため,
地震や地点を特定して地震動の再現性を考えた場合のばらつきとは必ずしも一致しないことを前提に,同一観測条件における地震動の再現性という観点から,
マグニチュードと震源距離がそれぞれ等しい2地震を同一地点で観測した加速度記録ペア(12地点における275組)を基に地震動応答スペクトルの自然対数についてばらつきの標準偏差を調べたところ,周期によっては約4~1/4倍の範囲にばらつく結果となっており,そのばらつきの要因としては,震源の励起特性(応力降下量)や破壊伝播方向の違いなどが考えられ,短周期地震動においては特に前者がばらつきの最大要因になっているとの分析をしている。また,翠川・大竹(2003)(丙D138)は,昭和43年(1968年)から平成13年(2001年)までに我が国で発生した33地震の強震記録(地震規模はMw5.5~8.3,震源深さは
数km~100km超のものまで分布をしており,最大加速度で3335記録,最大速度で1980記録が用いられている。
)に基づいて得られた距離減衰式を用いて,
距離減衰式にみられるばらつきの特性について検討したものであり,その結果,マグニチュードが大きくなるほど,距離が小さくなるほど,振幅が大きくなるほど,ばらつきが小さくなる傾向がみられ,これらのうちで振幅レベルとの相関が最も強いこと
が示されたとしている。
⑶地震動評価の手法その2(断層モデルを用いた地震動評価手法)ア断層モデルを用いた地震動評価手法
断層モデルを用いた手法による地震動評価とは,内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震から,敷地に大きな影響を与えると予想される地震とし
て選定された検討用地震の震源が活動したと仮定した場合に,評価地点において想定される地震動を解析的に算出するもので,基準地震動を策定する際の評価方法の一つである(甲G64(丙Bア25)
・254頁)

地震は断層が破壊する現象であるところ,震源断層面は,均質ではなく,断層面上で通常は強く固着していて,ある時に急激にずれて(すべって)地震波を出す領域の
うち,
周囲に比べ特にすべり量が大きく強い地震波を出す領域をアスペリティという。そして,震源断層は,同時に震源断層面の全範囲が破壊されるのではなく,破壊が始まった断層が地震波を発し,
次第に破壊の範囲が広がっていくものであるところから,
地震動評価においては,
大きな地震は小さな地震が次々に発生してそれが集まったも
のとみなすことができる。そこで,
断層モデルを用いた手法による地震動評価で
は,①震源断層面を設定し,その震源断層面にアスペリティを配置し,これを細かい小断層(要素面)に分割し,②ある特定の要素面から破壊が始まるものとして破壊開始点を設定し,③破壊開始点から破壊が各要素面に伝播し,分割された各要素面からの地震波が次々に評価地点に伝わることにより評価地点に生じる地震動を足し合わせ(この時アスペリティからの地震波は周囲よりも強いものとなる。,④足し合わせ)
の結果として評価地点での地震動が求められる。
(甲G64(丙Bア25)
・254~

256頁)
このように,
断層モデルを用いた手法による地震動評価
は,
大地震の断層面にお
ける断層運動が小地震の断層運動を重ね合わせることにより表現できるとの前提に基づくものであり,小地震(要素地震)の地震動波形を多数重ね合わせることにより行われるが,そこで用いられる小地震の地震動波形をグリーン関数とみなし,原
子力施設の耐震設計上重要である短周期地震動に着目した場合には,小地震の地震動波形の設定の仕方により,経験的グリーン関数法と統計的グリーン関数法がある(甲G64(丙Bア25)
・255頁)

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
る。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することができるが,予め評価地点で適当な観測波形が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る。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。
時刻歴波形は経験的グリーン関数法と同様の方法で計算さ

れる。
(甲G64(丙Bア25)
・259,260頁,甲D77(丙D18)
・31頁)
経験的グリーン関数法を用いる場合,要素地震の観測記録に基づく要素波には,地域性が反映された伝播経路特性,地盤増幅特性の影響が含まれ,要素地震の有するこれらの地域性を地震動評価に反映させることができ,地震動評価ガイドにおいては,観測記録がある場合には,
経験的グリーン関数法による地震動評価が行われているこ
とを確認するものとしている(地震動評価ガイドⅠ.3.3.2⑵,前記⑴ウ(イ)d(b)。


震源断層を特定した地震の強震動予測手法(
レシピ(甲D77,乙Bア5


3,丙D18)
(ア)レシピは,地震調査研究推進本部地震調査委員会が,同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,入倉・三宅(2001)
(丙D20)で提案され
た震源断層面積と地震モーメントとの関係式(
入倉・三宅式
)や入倉ほか(200
2)
(丙D21)
,Somervilleetal.(1999)等を用いて,強震動予測手法の構成要素となる震源特性の設定,地下構造モデルの作成,強震動計算,予測結果の検証の手法を取りまとめたものである。例えば,震源特性パラメータの設定に関しては,レシピに従うことにより,
震源断層面積や地震規模のような震源の全体像を表す巨視的断

層パラメータ,
震源断層の中の不均質性を表す強震動生成域の面積やそこでの応力降下量等の微視的断層パラメータ等を設定することができる。
地震調査委員会は,平成29年4月改訂レシピまでに活断層で発生する地震について11件,
海溝型地震
のうちプレート境界で発生する地震について4件,
併せ
て15件の強震動評価を実施し,また,2000年鳥取県西部地震,2003年十勝
沖地震,
2005年福岡県西方沖地震の観測記録を用いた強震動予測手法の検証を実施した。レシピは,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,今後も強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。また,レシピは,最新の知見に基づき最もあり得る地震と強
震動を評価するための方法論であるが,断層とそこで将来生じる地震及びそれによってもたらされる強震動に関して得られた知見は未だ十分とはいえないことから,特に現象のばらつきや不確定性の考慮が必要な場合には,その点に十分留意して計算手法と計算結果を吟味・判断した上で震源断層を設定することが望ましいとされている。(甲D77(乙Bア53,丙D18)
・1頁,丙D19・67~69頁)
なお,上記入倉・三宅(2001)
(丙D20)は,将来高い確率で発生が予測され
るシナリオ地震に対する被害予測のため,特定の活断層を起震断層としたときの強震動評価のための震源モデルの与え方を震源特性化手続きとしてまとめており,震源モデルは,巨視的断層パラメータ,微視的断層パラメータ及びその他のパラメータによって決定論的に与えられ,巨視的断層パラメータとしては,活断層調査により同時に活動する可能性が高い断層セグメントの総和から断層長さ,地震発生の深さ限界から
断層幅が推定され,長さと幅の積から断層面積,そして断層面積と地震モーメントの経験的関係から地震モーメントが推定され,断層の走向と傾斜角は地質・地形・地理学的調査,更には反射法探査などから推定され,微視的断層パラメータは,断層面上のすべり不均質性をモデル化するもので,地震モーメントとアスペリティ面積の総和,最大アスペリティ面積,
アスペリティ個数などに関する経験的関係からアスペリティ

の面積及びそこでの応力降下量が与えられるとしている。そして,このような震源特性化の手続の有効性は,
兵庫県南部地震の震源のモデル化及びそれに基づいた経験的
グリーン関数法及びハイブリッドグリーン関数法を用いて合成された地震動が観測記録とよく一致することで検証された等としている(丙D20・850,873,874頁)
。また,上記入倉ほか(2002)
(丙D21)は,入倉・三宅式を基に提案

された強震動予測のための特性化震源モデルについて,動力学的シングル・アスペリティモデルをマルチ・アスペリティモデルに拡張し,加速度震源スペクトルレベルのスケーリング則等を取り入れて修正した強震動予測方法であり,その有効性を兵庫県南部地震の特性化震源モデルを用いた強震動シミュレーションによって検証したものである。

(イ)レシピは,強震動予測結果の検証方法についてもまとめている。プレート間地震については,比較的発生間隔が短く,最新活動における地震の被害情報や観測情報が残されている場合が多いことから,その情報と強震動予測結果を比較する方法により強震動予測結果の検証及び震源特性などの見直しが可能となるところ,観測記録との比較において,計算波形をどの程度まで合わせることができるかという点は,観測波形の質,震源や地盤状況などの情報の多寡によりケースごとに異なり,面的な予測ということを考え合わせると,時刻歴波形の最大値,継続時間,周期特性やスペクトル特性がある程度説明できることをもって検証と位置付けており,強震動評価の目的は計算波形を観測波形に合わせることではないため,この作業に終始することのないよう留意する必要があるとの考え方を示している
(レシピ4.
1.
3及び4.
2.
2)
(甲D77(丙D18)
・36,37頁)


(ウ)原子力発電所の基準地震動策定において,レシピは,
断層モデルを用いた手法による地震動評価の際に用いられる。
原子力規制委員会は,
レシピが強震動評価における最新の知見を適切に反映してい
る合理的なものであると認めた上で,国や地方自治体等で強震動予測手法として広く使われ,
原子力施設においてもレシピに基づき断層モデルを用いた手法により地震動
評価を行っている例が多いことから,その確認方法の代表的な手法であるとし,地震動審査ガイドⅠ.3.3.2⑷①1)において,

震源特性パラメータは,地震調査研究推進本部による「震源断層を特定した地震の強震動予測手法」(レシピ)等の最新の研究成果を考慮して設定されていることを確認する。と定め

(前記⑴ウ
(イ)(d)
d
①1),レシピを最新の研究成果として例示した。もっとも,原子力規制委員会は,)

レシピ以外の最新の研究結果が存在する場合に,それに科学的合理性が認められるのであれば,
それを利用することを否定するものではないとしている。
(甲G64
(丙B
ア25)
・296~297頁)
ウ海溝型巨大地震を対象とする震源モデル(SMGAモデル等)
東北地方太平洋沖地震は,
南北500kmにわたる広大な震源域が活動したMw9.

0の巨大地震であるところ
(認定事実1⑽ア)各研究者がそのモデリングを行い,


溝型巨大地震の予測手法について検討している。
(ア)SMGAモデル
aSMGAモデル
(a)佐藤(2012)
(甲D82(丙D51),AsanoandIwata(2012))
(甲
D83)及び川辺・釜江(2013)
(甲D84(丙D45)
)は,東北地方太平洋地
震について,
表層地盤の非線形性の影響などを避けるために原則として地中で観測された記録を用い,周期0.1~10秒ないし0.1~20秒までの地震動(加速度,速度,変位)を再現する検討を中小地震の観測記録を要素地震として用いた経験的グリーン関数法によって行ったものであり,いずれも太平洋沿岸の陸域に近い宮城県沖から茨城県沖の領域にわたり,強震動生成域(SMGA)を複数設定し,各SMGA
は,一辺の長さが数十km程度であり,その領域からまんべんなく強震動が生成されるものと考え,
プレート境界における地震発生域の陸側先端域の沈み込んだ深い位置にSMGAが存在するとのモデルを提案している点では,
共通している。
このように,
海溝型巨大地震について,
広い領域のSMGAを設定して評価する震源モデルがSM
GAモデルである。
(甲D82(丙D51)
,甲D83,甲D84(丙D45)
,甲D1

94・20~22頁,丙D11・4-130頁,丙D52・32,33,35頁,丙D159・12,13頁,同付属資料42~44頁,弁論の全趣旨)上記佐藤(2012)は,巨大プレート境界地震の地震動予測の高度化に向けて,経験的グリーン関数法に基づき,周期0.1~20秒を対象として,強震動生成領域から成る震源モデルを推定したものであり,東北地方太平洋沖地震を含めたMw6~
9の太平洋プレートのプレート境界地震の地震モーメントと短周期レベルの関係に着目している。佐藤(2012)のモデルでは強震動生成領域の1と2がかなりの面積で重なり合うことについて,松島・川瀬(2006)が1978年宮城県沖地震の強震記録を説明するためにアスペリティ内に更に応力降下量の大きい領域を持つスーパーアスペリティモデルを提案したことにも触れ,強震動生成領域内にこのような
不均質性があると考えれば,
強震動生成領域の重なりも物理的に解釈可能であるとも
述べる。また,佐藤(2012)は,佐藤(2010)②(丙D50)の太平洋プレートのプレート境界地震に対する地震モーメント(Mo)とアスペリティの総面積の経験式による面積が,Murotanietal.(2008)の経験式の5分の1となり小さいことなどについて,
アスペリティは強震動生成領域より長周期帯域の波形から推定さ
れており,これにより経験式に大きな違いが生じていると考えられるとし,野津ほか(2007)
がプレート境界地震の強震動シミュレーションを通じて強震動生成領域の総面積は従来使われているものより小さくなることを指摘していることにも触れ,周期帯域により,強震動生成領域(あるいはアスペリティ)の面積と位置を変えた震源モデルを作成する必要性を示唆しているとする。強震動生成領域(SMGA)は,宮城県沖に2つ,福島県と茨城県の県境の海岸沿いに2つ推定され,宮城県沖の1つ
目が陸寄り,2つ目は1つ目の東側に一部重なりをもちつつ震源位置(初期破壊開始点)付近まで広がり,この重なっている領域は,1978年宮城沖地震のSMGAともオーバーラップしているところ,これに関連して,プレート境界地震のアスペリティはほぼ同じ場所で繰り返すことが指摘されているが,強震動生成領域あるいは短周期励起領域もほぼ同じ場所で繰り返すかという問題は,今後の強震動予測に重要な課
題であるとしている。
(甲D82(丙D51)
・695,699,701,703頁)
上記川辺・釜江(2013)は,東北地方太平洋沖地震について,執筆者らにおいて,工学的に重要な周期帯(周期0.1~10秒程度)の地震動(広域に震度6弱以上の揺れをもたらした地震動)を対象とした震源モデルの検討が必要であるとして,経験的グリーン関数を用いたフォワードモデリングによる震源のモデル化を行って
きたが,KurahashiandIrikura(2011)
,上記佐藤(2012)及び上記Asano
andIwata(2012)等でも経験的グリーン関数法を用いた同様なモデリングを行っており,これらのモデルを比較すると,いずれも宮城県沖に2つのSMGAを求められているという共通点はあるがそれらの大きさや位置は若干異なっており,また,宮城県沖以外にもSMGAが求まっているがそれらの位置や大きさは異なっており,
全体的には類似のモデルが求まっているとはいい難いとし,野津(2012)が経験的サイト増幅・位相特性を考慮した強震動評価手法により周期1~5秒を対象として9つのSPGAを配置した震源モデルの提案をしていることにも触れている。そして,各研究者から震源モデルがいくつか提案されているが,川辺・釜江(2013)は,扱った周期帯,用いた経験的グリーン関数の違いに加え,仮定したS波速度など設定条件の違いから,モデル間での違いが顕著な部分も存在し,観測波形の再現性が十分でない部分も見受けられることを踏まえ,執筆者らが行ってきた広帯域強震動の生成域に関するモデリングについて報告し,
課題について検討するものである。
その中で,
川辺・釜江(2013)の震源モデルでは,各観測点の波群の到達時刻及びエンベロープなど観測波形の主な特徴はほぼ再現できているが,時刻歴波形を詳細に比較すると,MYGH12の35秒と83秒付近,FKSH19の106秒付近にみられるよ
うな大きな振幅のパルス波は再現できておらず,この点は入倉教授や証人野津の指摘でSMGA内での応力パラメータの不均質を考慮したモデルで再現可能とされているが,ここではSMGA内でのすべりが一様であると仮定しているため,このようなパルス波が再現できていないと考えられ,詳細な検討は今後の課題であるとしている。また,・(2013)同研究の震源モデルについて,
川辺釜江
は,
KurahashiandIrikura

(2011)
,上記佐藤(2012)及び上記AsanoandIwata(2012)とも比較検討した上で,東北地方太平洋沖地震の周期0.1~10秒程度の強震動を単純化した5つのSMGAからなる震源モデルによって再現でき,同研究で用いた震源のモデル化手法が海溝型巨大地震時の強震動予測にも有効であることが示せたとしつつ,今回考慮しなかったSMGA内での不均質性のモデル化の必要性やその方法の検討,
より周期の長い地震動,地殻変動や津波を含めた震源の全体像の解明などを進め,こうした超巨大地震時の地震動や津波などの予測のためのレシピの構築が必要であるとしている。
(甲D84(丙D45)
・76,79,80,85頁)
(b)レシピにおいては,プレート間地震の強震動の震源特性パラメータの設定に当たり,アスペリティを設定することとしているが,アスペリティ内の応力降下量は均
質であり,これを東北地方太平洋沖地震のような海溝型巨大地震に適用すると,標準的なSMGAモデルが採用されているということができる(甲D77,乙Bア53,丙D18,弁論の全趣旨)

(c)地震調査研究推進本部は,平成16年5月21日付けの三陸沖北部の地震を想定した強震動評価についてによる報告において,三陸沖北部の地震を想定した強震動評価を行うに当たり,1968年十勝沖地震の既往の解析結果を参照して,レシピと同様の考え方に基づき,北側,南側,中央にアスペリティを置くこととし,中央のアスペリティの応力降下量を85.0MPaとするなど震源パラメータを設定し,統計的グリーン関数法を用いて強震動予測計算を行った。計算された震度分布と1968年十勝沖地震の震度分布との比較は,おおむね調和的であった。また,1968年十勝沖地震において,八戸,青森,宮古で得られた地表における観測波形と計算波
形の比較による強震動予測結果の検証も行ったところ,
特に,
青森,
宮古においては,
観測点周辺の地盤の非線形特性を含む局所的な地盤構造が大きく影響しているとみられ,今回用いた地盤構造モデルや解析手法では,観測波形を十分に再現できなかった。観測波形は比較的軟らかい地盤上で得られたものであり,工学的基盤における観測波形に比べて,
観測点周辺の地盤の非線形特性を含む局所的な地盤構造の影響が含
まれやすいため,
強震動予測結果と観測波形との比較により震源モデルや計算手法の妥当性を検証するためには,
これらの影響をできるだけ正確に評価するためのモデル
化方法等が必要であるとしている。
(丙D223)
2003年十勝沖地震については,釜江・川辺(2004)が,レシピの手法に着目し,3つのアスペリティ(SMGAに相当する)からなる震源モデルと余震記録を
要素地震として経験的グリーン関数法(伝播経路特性と地盤増幅特性を反映する。)
により,
各観測点でみられる特徴的なパルス状の波形と各アスペリティから生成される波形との一致度から最適モデルを決定して,観測記録の再現から最適な震源モデルを提案し,レシピに基づく予測の可能性を示した(丙D19・67頁,丙D224)。
(d)1978年宮城県沖地震については,断層破壊がS波の伝播速度に近い速度で
伝播することにより,破壊の進行方向では地震波が重なり合った結果,振幅が大きくなるというディレクティビティ効果によりパルス波が発生したと考えられており,地震調査研究推進本部は,宮城県沖に面積96m2,73MPaのアスペリティを置くことによってその観測地震波形を再現している(丙D161・
宮城県沖地震を想定した地震動評価(一部修正版)2頁,同(説明)18頁)。
なお,2005年宮城県沖地震について,釜江ほか(2007)は,観測記録にみられるパルスの再現など広帯域観測波形との比較からアスペリティの震源パラメータを決定するなどし,経験的グリーン関数法によるフォワードモデリングによって震源モデルを再評価したところ(アスペリティは6km×6km,80MPa及び6km×7.5km,48MPa)
,加速度,速度,変位波形において観測記録との一致度
が高い合成波形を得ることができたとして,レシピの枠組みの中で同地震の震源モデ
ルも構築可能であるとした(丙D222)

(e)内閣府に設置された南海トラフ検討会による平成24年8月29日付け南海トラフの巨大地震モデル検討会(第二次報告)強震断層モデル編―強震断層モデルと震度分布について―においても標準的なSMGAモデルが採用されている(丙D48)


b不均質なSMGAモデル
KurahashiandIrikura(2013)
(甲D123)は,東北地方太平洋沖地震につ
いて,倉橋・入倉(2011)の5つのSMGAからなる短周期震源モデル(標準的なSMGAモデルの一つに当たる。
)では震源断層近くで記録された強震記録の中の
高加速度と速度のパルス波を再現することができないとして,各SMGAには均質な
応力パラメータを持つ領域の内側により高い応力パラメータを持つ小さなサブエリアがあると考え,
5つ設定したSMGAのうち,
一部のSMGAのサブエリアにつき,
応力降下量を,
サブエリア外のSMGA領域の2倍又は4倍とした不均質なSMGAモデル(不均質なSMGAモデル)により上記パルス波を再現することができたとする。そして,野津(2012)
(甲D78(丙D163)


のSPGAのサイズは,
上記のSMGA内の特定された高い応力のサブエリアのサイ
ズとほぼ同じであり,また,上記の5つのSMGAは,野津(2012)の9つのSPGAに重ね合わされており,定性的には,不均質なSMGAに関するKurahashiandIrikura(2013)の結果は,野津(2012)の結果とよく一致しているとした(甲D123の2・1385頁)

KurahashiandIrikura(2013)においては,東北地方太平洋地震において,女川発電所の地下深さ128m(ONG128)の地点で観測された加速度波形及び1秒時間窓での粒子運動図が示されており,いずれも97~98秒辺りで,波形及び粒子運動の振幅が大きくなっている(甲D123の2・1378頁)。倉橋・入倉(2
017)は,東北地方太平洋沖地震において,ONG128やMYGH12の観測点の波群の先頭部にみられる衝撃波形(100秒付近)は,加速度波形で顕著にみられ
るが,周期約0.5秒の短周期のパルスであるとしている(甲D177・3頁)。
c諸井ほか(2013)
(丙D44)
諸井ほか(2013)
(丙D44)は,東北地方太平洋沖地震という日本観測史上最
大規模の地震が発生したことを踏まえ,この規模の地震にまでレシピが適用可能かどうかを検討するため,東北地方太平洋沖地震前の先験情報に基づき,標準的なレシピ
(すなわち標準的なSMGAモデル)を用いた震源のモデル化を行うことで,女川発電所,
福島第一発電所及び本件発電所における同地震の観測記録の再現を統計的グリーン関数により試みて,レシピの合理性を確認し,震源の地域性の影響が示されたとまとめているもので,被告従業員である証人e(以下証人eという。)も執筆に参
加したものである。

諸井ほか(2013)は,概要,地震動レベルの評価の点で観測記録をよく捉えており,
海洋プレート間巨大地震に対する標準的なレシピの有用性を十分に示す結果といえるとしつつも,加速度記録の経時特性は説明できておらず,その再現には先験情報のみでは不十分であり,同地震の断層破壊伝播の解明等が必要であるとしている。次に,地震動レベルの観測記録との整合性を地点ごとにみたところ,本件発電所の東
海地点に比較して女川地点はやや過小評価となったことについて,中小地震の地震モーメント(Mo)と短周期レベル(A)の関係に関する地域間のばらつきが標準的なモデルに考慮されておらず,
結果的に宮城県沖のSMGAの短周期レベルが過小評価
となっている可能性があるとし,1978年宮城県沖地震を参考に宮城県沖のSMGAの短周期レベルをかさ上げ(1.4倍)して地域性の影響を取り込んだ評価を行ったところ,地震動レベルの再現性が有意に高まったとする。
(丙D44)
(イ)SPGAモデル
aSPGAモデル
証人野津及び長尾毅ら(以下証人野津らという。
)が提案するSPGAモデル
は,
東北地方太平洋沖地震のような海溝型巨大地震において,
強震動パルスに着目し,
強震動パルスの幅と調和的なサイズのサブイベント(SPGA)である一辺数kmの
狭い領域から地震波が集中的に生成されると考えるモデルである(甲D194・20~22頁)
。SPGAは,断層面上で強震動パルスを生成したと考えられる領域である(甲D79(丙D164)
・217頁)
。証人野津は,国立研究開発法人海上・港湾・
航空技術研究所港湾空港技術研究所地震防災研究領域長を務める研究者であり,土木工学の立場から,強震動の研究を行うとともに,主に港湾構造物の耐震設計基準の策
定等の実務にも携わっている。標準的なSMGAモデルを採用する各研究者が,周期0.1秒~10秒ないし20秒までの地震動の加速度,速度及び変位を再現する検討を行っている(前記⑶ウ(ア)a)のに対し,証人野津の強震動研究の手法は,特に0.2~1Hz(周期1~5秒)程度の帯域における速度波形の再現に着目するものといえる。
(甲D78(丙D163)
,甲D79(丙D164)
,甲D194・2頁,証

人野津1,2頁)
bSPGAモデルの考え方の背景
(a)証人野津らは,港湾の分野では岸壁に対し最も影響を及ぼしやすい周波数帯域は0.
3~1Hz
(周期3.
3秒から1秒)であり,建築の分野では周期1.2~1.
5秒の弾性加速度応答スペクトルが建物被害率とよく対応することが指摘されてい
ることに加え,多くの高層建物の固有周波数が0.2~1Hz(周期1~5秒)の範囲に存在することから,0.2~1Hzの周波数帯域(周期1~5秒)は,工学上極めて重要性の高い周波数帯域であるとし,この周波数帯域における強震動の特性に着目した地震動の予測の重要性を指摘する(甲D79(丙D164)・209,210
頁)

(b)その上で,証人野津らは,東北地方太平洋沖地震の際,震源断層に比較的近い宮城県から茨城県にかけて多くの地点で観測された0.2~1Hzの帯域の速度波形は,明瞭なパルスによって特徴づけられているとし,これらの,工学上重要な周波数帯域に表れるパルスを強震動パルスと呼称する(丙D165)

そして,
過去において兵庫県南部地震や1994年ノースリッジ地震のような内陸地殻内地震の際に震源近傍で生じた強震動パルスが大被害をもたらしたことは広く
知られているところ,海溝型巨大地震も強震動パルスを生成しており,その周期特性が内陸地殻内地震がもたらす強震動パルスと大きくは異ならないことから,海溝型巨大地震がもたらす強震動パルスも構造物に大きな影響を及ぼす可能性があり,今後,海溝型巨大地震に対する強震動予測,特に耐震設計を目的とする強震動予測を行う場合には,
強震動パルスの生成を意識した震源のモデル化を行うことが極めて重要とし
ている(丙D165)

(c)海溝型巨大地震における強震動パルスの例としては,まず,東北地方太平洋地震(Mw9.0)を挙げ,同地震の際の宮城県から茨城県までの5つの観測点(MYGH12,
仙台G,
FKS031,
FKS011,
IBR007)
の観測記録から0.
2~1Hz(周期1~5秒)の帯域の速度波形を示し,兵庫県南部地震及び1994
年ノースリッジ地震の同帯域の速度波形と比較して,パルスの形状及び周期特性の類似性を指摘し,これらの観測点における0.2~1Hzの帯域の速度波形は,1つ又は複数の明瞭なパルスによって特徴付けられているとする。次に,2003年十勝沖地震(Mw7.9)のTKCH07及びTKCH02の各観測点並びに1978年宮城県沖地震(Mw7.6)の開北橋の観測点の0.2~1Hzの帯域の速度波形を挙
げ,明瞭なパルスが認められ,その形状及び周期特性において内陸地殻内地震による強震動パルスとの類似性があるとする。そして,これらの3地震に,八戸港及び青森港で得られた強震記録が震源からのパルスとそれに続く堆積層に起因する後続位相とが同程度の振幅となっているため震源からのパルスのみが目立つ波形とはなっていないが0.
2~1Hzの帯域の波形が精度よく再現できている1968年十勝沖地震(Mw8.2)と,開北橋で観測されたパルス状の波形が精度よく再現できた2005年宮城県沖地震(Mw7.1)とを加えた5つの地震を対象に,強震動パルス生成域であるSPGAのスケーリングに用いるパラメータについて検討し,経験式を導いている。
(甲D79(丙D164)
・219~226頁,丙D165・4,5,9~
11,15~20頁)
なお,証人野津らも,SPGAモデルの今後の課題として,予測問題における震源
断層面上でのSPGAの配置の問題(甲D79(丙D164)
・226頁)や地震規模
に対するスケーリングが可能かという問題(甲D78(丙D163)・38頁)
,得ら
れた経験式の物理的解釈がまだ十分に出来ていないという問題点(甲D78(丙D163)
・38頁,丙D165・20頁)があるとしている。
(d)なお,スーパーアスペリティ(SPGA)という用語を始めて用いたのは,松
島・川瀬(2006)であり,1978年宮城県沖地震を対象とした研究において,一辺が4km程度の矩形の破壊領域を用いることにより,開北橋等で観測されたパルス状の地震波の振幅と周期を精度よく再現できることを示した上で,この矩形領域が,この規模の地震に対して一般的に仮定されるアスペリティよりもかなりサイズが小さいことから,この矩形領域はアスペリティそのものではなく,アスペリティ内部の
不均質を表現するものであると考え,これをスーパーアスペリティと名付けたものとある(甲D78(丙D163)
・22頁)

c原子炉施設の安全性と海溝型巨大地震による強震動の想定について証人野津は,SPGAモデルの考え方に立ち,これまでに我が国で観測された内陸地殻内地震における震度7や100カインの地震動はアスペリティからの最短距離
が20km程度以下であるのに対し,東北地方太平洋沖地震の宮城県沖のSPGAの強い破壊は約150km沖合にあったにもかかわらず,東北地方太平洋沖地震の第二波群先頭のパルス波は,地盤条件によっては100カインを超えていることから,海溝型巨大地震のSPGAは脅威であるとし,強いSPGAの破壊が沖合で生じ陸域の近傍で生じなかった理由を現代の地震学では説明できない以上,原子炉施設のような一旦事故が起これば国民生活全般を脅かしかねない重要施設の耐震性の検討のためには,
東北地方太平洋沖地震の宮城県沖のSPGAの強い破壊が対象施設の近傍で生じるような条件,別の言い方をすれば,強震動生成領域の中で局所的に応力降下量の高い部分が対象施設の近傍に存在するケースを考慮する必要があると指摘する(甲D80・979,980頁)

また,証人野津は,構造物の耐震性を精緻に検討するためには,基準地震動は応答
スペクトルという点だけでなく時刻歴波形の点からも妥当でなければならないとする。そして,川瀬(1998)
(甲D90)が加速度が大きい限り速度パルスはその卓
越周期より短周期の構造物に対してのみ大きなインパクトを持つと述べていること,線形時の固有周期の短い構造物であっても,大きな加速度を受ければ塑性化する可能性があり,いったん塑性化すれば線形時の固有周期は意味をなさず,塑性化した構造
物に大きな損傷が生ずるかは速度の振幅と関係していること,SPGAの破壊が原子炉施設の近くで生ずる場合には,加速度と速度の両者が大きく破壊力の大きいパルスとなることから,
塑性化を許容しない構造物であってもパルス波に対して塑性化が生じないか検証する必要があり,
ある程度の塑性化を許容する構造物ではパルス波に対
する塑性化の程度を評価する必要があると指摘する。
(甲D81・441,
442頁)

⑷他の分野における地震動評価
ア鉄道標準
鉄道構造物等設計標準・同解説耐震設計
(以下鉄道標準という。
)による

地震動評価の概要は,次のとおりである(甲D109,甲D111の2の2)。
すなわち,鉄道構造物の地震動評価は,L1地震動(建設地点における構造物の設計耐用期間内に数回程度発生する確率を有する地震動(甲D109・36頁,甲D111の2の2・4/34)とL2地震動(建設地点で考えられる最大級の強さをもつ地震動)
(甲D109・38頁,甲D111の2の2・4/34)によって行われる。なお,L1地震動及びL2地震動は,いずれも耐震設計上の基盤面(せん断弾性波速度Vs400m/s程度の地盤を設定する。
)において設定され,表層地盤の影響は
別途考慮する(甲D109・36頁,甲D111の2の2・4/34)。
L1地震動は,
主として鉄道構造物の安全性を車両の走行安全性の観点から照査するための地震動であり,L1地震動に対しては,基本的に損傷が無いように設計することが求められる。L2地震動は,主として構造物の安全性を照査するための地震動であり,
損傷は許容するとしても,
構造物全体系が崩壊しないことが求められる。
(甲
D111の2の2・4/34,甲D111の3・16頁)


L2地震動は,①活断層の調査及び対象地震の選定に基づき,震源となる活断層と建設地点を特定して設定する方法が原則とされるが,②詳細な検討を必要としない場合(Mw7.0よりも大きな震源域が建設地点近傍に確認される場合及び耐震設計上の基盤面より深い地盤構造の影響によって地震動の著しい増幅が想定される場合のいずれにも該当しない場合)は,簡易な手法により算定をしてもよいこととされ,実
務的には②が一般的であり,予め設定されたL2地震動(標準L2地震動)が用いられている。
(甲D111の2の2・5,6/34)
標準L2地震動は,スペクトルⅠ(Mw8.0の海溝型地震が距離60kmの地点で発生した場合を想定)及びスペクトルⅡ(Mw7.0の内陸活断層による地震が直下(3km)で発生した場合を想定)の2種類を考慮して設定することとされ,その
設定手順としては,
ⅰ観測記録を収集し,
ⅱこれを等価線形化法で工学的基盤位置
(V
s=400m/s)での地震記録へと補正し,ⅲ更に距離減衰式を用いて想定する地震規模に補正し,
ⅳ工学的基盤位置における想定地震規模での応答スペクトルとするというものである(甲109・227頁,甲D111の2の2・8~18/34)。
上記ⅰの観測記録については,鉄道標準では,震源規模,震源距離が想定している
地震動レベルと近く,
地盤条件が良好である
(基盤震度10m以内)大きな加速度が

得られている記録が収集された。その際,一般的な鉄道構造物の周期帯域における増幅特性を勘案し,
観測地点の地震基盤深度がおおむね500mよりも深い地点の記録が選定されている。
内陸活断層による地震で検討に用いられたのは次の
(ア)(キ)

の7地震であり,海溝型地震については1978年宮城県沖地震(Mw7.57)から2005年茨城県東方沖地震(Mw6.3)までの13地震(うち最大はMw8.0の2003年十勝沖地震(本震)
)が選定されている。
(甲D109・226,22
7頁,甲D111の2の2・10/34)
(ア)兵庫県南部地震(Mw6.9)
(イ)2000年鳥取県西部地震(Mw6.8)
(ウ)2004年新潟県中越地震(Mw6.7)

(エ)2004年新潟県中越地震(余震)
(Mw6.4)
(オ)2005年福岡県西方沖地震(Mw6.7)
(カ)2007年能登半島地震(Mw6.7)
(キ)新潟県中越沖地震(Mw6.6)
また,
上記ⅳにおいては,
補正後の観測記録の非超過確率90%
(μ+1.
28σ)

のスペクトルを目標に標準スペクトルが設定される(甲D109p228,甲D111の2の2・13/34)

その結果,L2標準地震動(スペクトルⅡ)の時刻歴波形をみると,最大944ガルの地震動となる(甲D109・47頁)

さらに,L2地震動については,地震基盤深度に応じて,短周期成分の卓越した地
震動を設定する。すなわち,地震動は,地震基盤から耐震設計上の基盤面までの堆積構造により増幅特性が大きく異なることが指摘されており,地震基盤(Vs=3000m/s程度の堅固な岩盤)が浅い地域では短周期が卓越し,地震基盤の深い地域では地震動の卓越周期が長くなることが過去の観測記録から明らかになってきている。標準応答スペクトルは,鉄道構造物の周期帯域における増幅特性を勘案して,地震基
盤がおおむね500mより深い場合を想定して算定したものであるところ,地震基盤が500m程度よりも浅い地域では,標準応答スペクトルとは異なり短周期側が卓越した地震動となることが分かっている。しかしながら現状の深部地下構造の調査間隔や推定精度,実務上の取り扱いを勘案すると,この結果のみを使用して地震動特性の違いを分類することは困難であると考えられる。そのため,鉄道標準では,地震観測又は常時微動観測を実施するのがよいとしつつも,それが不可能な場合には,当面の間,地震基盤深度が1000mよりも浅い地点においては,短周期成分が卓越する可能性があると考えるものとし,
短周期成分の卓越したL2地震動を設定することとし,
同地震動(スペクトルⅡ)の時刻歴波形をみると,最大1266ガルとなる。(甲D1
09・46,47,232~235頁)
イ港湾構造物

港湾施設技術基準(甲D198)は,当該地点で生じ得ると推定される最大級の強さを持つ地震動としてレベル2地震動を算定することとし,その際に用いる想定地震の一つに,M6.5の直下地震を挙げている。
また,港湾施設技術基準は,地表面に設置する対象施設(サイト)について,地震基盤(本件発電所の地震基盤はE.L.-677m)から地表面までの表層地盤
(構造物設計用等の工学的観点から想定される基盤である工学的基盤面よりも上方の地層)及び深層地盤(工学的基盤面よりも下方の地層)が地震動に及ぼす影響全般をサイト特性と呼び,このうち地震動の振幅に及ぼす影響をサイト増幅特性と呼んでいる
(甲D198,
丙D11・4-118頁)経験的サイト増幅特性とは,

対象施設の地表観測点の観測記録を利用し,あらかじめ選定した岩盤観測点(基準観
測点)の観測記録との比をもってサイト増幅特性とみなすことをいい,地点によって大きく異なる。例えば,留萌支庁南部地震が観測されたHKD020(K-NET港町)地点では,経験的サイト増幅特性は,短周期側(10Hzに近い右側)で増幅率約50~60倍であり,
HKD021
(K-NET留萌)
地点では約40倍である
(甲
D190・10頁)のに対し,本件発電所付近の常陸那珂―U(国土交通省港湾局が
運営する港湾地域強震観測の観測点であり,所在地は茨城県ひたちなか市阿字ヶ浦町である。)の短周期側の増幅率は3~4倍程度(甲D194・29頁図17,丙D182,証人e23,24頁)である。
3
認定事実3(新規制基準下における本件発電所の基準地震動策定等について)
証拠(丙D11,丙D159,丙H3・添付書類六・6-3-1~213頁),後掲
証拠及び弁論の全趣旨によれば,以下の事実が認められる。
⑴地震に関する各種調査
ア過去の被害地震
被告は,地震による被害状況を記した各種文献,地震観測記録等を収集し,本件発電所の敷地周辺における被害地震に関する調査を行い,震度5弱(震度Ⅴ)程度以上と推定される被害地震として,
プレート間地震である1938年鹿島灘の地震
(M6.

5)
,東北地方太平洋沖地震の本震(Mw9.0)及び同地震の最大余震(M7.6)等が,海洋プレート内地震である1895年霞ヶ浦付近の地震(M7.2)及び1921年茨城県龍ヶ崎付近の地震(M7.2)が,内陸地殻内地震である818年関東諸国の地震(M7.5)が,それぞれ発生していることを確認した。イ活断層の分布状況

被告は,陸域・海域を問わず,文献調査,変動地形学的調査,地表地質調査,地球物理学的調査等を実施し,これら各種調査の結果を踏まえて,後期更新世以降に発生した変位・変形が地層中に認められるかを確認するなどして震源として考慮する活断層の該当性を評価するとともに,近接する断層についてはその性状,位置関係等を踏まえて同時活動の可能性を評価した。
その結果,
合計12条の断層
(別紙5の
活断層による地震欄に記載の①~⑫の地震)を震源として考慮する活断層と評価し,検討用地震の選定に当たっての候補とした。
ウ敷地地盤の地下構造の特性
被告は,本件発電所の敷地地盤の地下構造の特性に関し,以下のとおり,各種調査結果を踏まえた検討を行った。

まず,久米層がほぼ水平な拡がりを有して分布している敷地において,敷地内のボーリング孔で実施したPS検層により,標高-370m以深ではS波速度が0.7km/s以上であることを踏まえ,標高-370mの位置に解放基盤表面を設定した。次に,地震観測記録に基づく検討として,本件発電所の解放基盤表面相当の深さの鉛直アレイ観測によって得られた地震観測記録のうち,本件発電所の周辺に位置するIBRH18
(KiK-netひたちなか)
観測点で同時に観測されたM4.
0以上,
震源距離200km以内の191地震を対象として,これら地震ごとに,敷地における観測記録の加速度応答スペクトルと,IBRH18観測点における観測記録の加速度応答スペクトルとの比を算定した。これらの応答スペクトル比を地震波の到来方向ごとに比較することにより地震観測記録に地下構造による影響がないか検討した結果,応答スペクトル比は到来方向による大きな違いはみられないことを確認した。
そして,地下構造調査に基づく検討として,重力探査により得られた重力異常分布によると,敷地の北西部には重力の急変部が,敷地西側には船底状の構造がそれぞれみられるところ,これらは,基盤が深さ4km程度に達する不整形地盤が存在することによることを確認した。その上で,上記の重力異常域と地下深部構造との関係を把握するとともに,敷地周辺地盤の速度構造を得るべく,屈折法地震探査及び微動アレ
イ探査を実施するなどして作成した2次元地盤モデルを用いて検討した。その結果,敷地周辺においては特異な増幅を示す傾向はみられないことなどを確認した。被告は,
これらの地震観測記録に基づく検討及び地下構造調査に基づく検討により,本件発電所直下の地下構造については水平成層構造とみなして地震動を評価できることを確認した。

⑵敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(内陸地殻内地震)
ア検討用地震の選定
被告は,前記⑴アのとおり,敷地周辺における被害地震に関する調査により,震度5弱(震度Ⅴ)程度以上と推定される過去の被害地震として,818年関東諸国の地震(M7.5)を確認した。また,前記⑴イのとおり,活断層による地震の活動性に
関する情報を得るべく陸域・海域を問わず実施した各種調査により,合計12条の断層を震源として考慮する活断層と評価した。
被告は,これらの被害地震及び震源として考慮する活断層を検討用地震の選定の候補とし,Nodaetal.(2002)の方法(丙D31)による地震動評価を行い,それぞれの結果を比較した。その際,被告は,本件敷地における内陸地殻内地震の観測記録を用いて,その傾向を踏まえた検討を行ない,福島県と茨城県の県境付近で発生した内陸地殻内地震の観測記録の傾向として,Nodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動に比べて,
短周期側では平均で水平方向で1.
4倍程度,
鉛直方向で1.
7倍程度であったこと(応答スペクトル比の平均が,短周期側では水平方向で1.4倍,鉛直方向で1.7倍程度であったこと)から,短周期帯をおおむね包絡するように2倍の補正係数を設定した
(福島県と茨城県の県境付近で発生した内陸地殻内地震

の応答スペクトル比は別紙6のとおり。。他方,被告は,上記以外の各断層について)
は,Nodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動と同程度であったこと(応答スペクトル比の平均が,短周期側で,水平方向及び鉛直方向ともほぼ1倍であること)から,観測記録を用いた補正は行わなかった(福島県と茨城県の県境付近以外の領域で発生した内陸地殻内地震の応答スペクトル比は別紙7のとおり。。)

被告は,
このようにして検討用地震の選定の候補とする地震の地震動をNodaetal.(2002)の方法により比較した結果,応答スペクトルが最も大きい福島県と茨城県の県境付近の領域にある
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震
(M7.8,等価震源距離31km)を検討用地震として選定した。なお,検討用地震の候補の一つであったF8断層の地震は,震源規模をM7.2と
する海域の地震であり,
同断層の領域で得られた二つの地震の観測記録の応答スペク
トル比は,水平方向及び鉛直方向ともに1倍を大きく下回っており,Nodaetal.(2002)の方法により評価した平均的な地震動を顕著に下回るといえる。イ検討用地震の地震動評価
被告は,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震につき,
応答スペクトルに基づく地震動評価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た。
(ア)基本震源モデルの設定
被告は,基本震源モデルの設定に当たって,F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層について,これらの同時活動を評価した位置に,地質調査による断層の形状に沿うよう,F1断層に相当する位置と北方陸域の断層・塩ノ平地震断層に相当する位置とに区分して,約58kmに及ぶ断層長さの震源断層面を設定した(以下では,上記区分に従い,
南部モデル北部モデルということがある。。後期更新世以降


(約12~13万年前以降)の活動が否定できない断層は,震源として考慮する活断層とされるところ,上載地層法によれば,F1断層は,その南部の領域では後期更新世以降の活動はないと判断され,
中部の領域では後期更新世以降の活動はないと考え

られるものの不鮮明であり明確には後期更新世以降の活動が否定できないこと,北部の領域では上部の地層を欠くため後期更新世以降の活動が否定できないことなどから(丙D159・付属資料77頁)
,被告は,北部から中部の領域の南端までの約23
kmを,
震源として考慮する活断層と評価した。北方陸域の断層については,F1断層との離隔距離は約10kmであり,地震調査研究推進本部が活断層の長期評価で
採用している基本ルール(複数の断層が連続して活動する可能性について,離隔距離が5km以内にある場合にこれを肯定する基準。ただし,同推進本部も,これを機械的に適用することなく,断層の特性や判読精度,断層間の相互作用の程度,あるいは地球物理学的データなどによって総合的に判断することとしている。(丙D125・
7,10,37頁)
)に照らせば,北方陸域の断層とF1断層との同時活動はないとも
判断し得るが,同時活動を評価した。
塩ノ平地震断層については,平成23年4月11日にMw6.7の福島県浜通りの地震(以下2011年福島県浜通りの地震という。
)が発生しており,被告が地震
調査研究推進本部の手法を参考に評価した結果,同断層自体の今後50年間における地震発生確率は1×10-848%であった。

被告は,断層運動の変位様式について,2011年福島県浜通りの地震が正断層であること,
F1断層に係る海上音波探査結果から正断層センスのずれが認められること,
福島県から茨城県にかけての領域は正断層型の地震を発生させる応力場とする知見が得られていることを踏まえ,正断層とした。
被告は,震源断層の傾斜(傾斜角)について,F1断層における海上音波探査により得られたデータからは高角であると考えられたが,
2011年福島県浜通りの地震
の震源インバージョンモデルの傾斜角が57~73°であることを参考として,敷地に与える影響が大きくなるように,北部モデル及び南部モデルのいずれについても一律に西傾斜60°と設定した。
被告は,震源断層の幅について,西傾斜60°の震源断層が地震発生層の上端から下端にわたり(地震発生層に飽和して)位置するものとして,算出した。地震発生層
を設定するに当たっては,
従前得られていた微小地震の観測記録に加えて2011年
福島県浜通りの地震後に得られた多くの微小地震の観測記録をも用いるなどして質・量ともに拡充した検討を行うとともに,トモグラフィ解析の結果,2011年福島県浜通りの震源インバージョンモデル等も検討した。これら総合的な検討により,地震発生層の上端深さを3km,下限深さを18kmと設定した上で,震源断層の幅につ
き,上記の傾斜角(西傾斜60°)を用いて算出した17.3kmと設定した。被告は,地震規模について,松田式(丙D32)により,断層長さ58kmからM7.8と設定し,地震モーメントについては,上記の震源断層の形状に基づき算出した震源断層面積を用いて,入倉・三宅(2001)に示されている震源断層面積と地震モーメントとの関係式(いわゆる入倉・三宅式
。丙D20)により求めた値を設

定した。
被告は,アスペリティについて,F1断層に対応するセグメント及び北方陸域の断層から塩ノ平地震断層に対応するセグメントに一つずつ設定することとし,これらの位置については,いずれの震源断層モデルにおいても,敷地に与える影響が大きくなるように,
鉛直方向については震源断層モデルの上端に一致するように設定するとと
もに,水平方向については,敷地に近い位置に設定した。その際,水平方向については,本件敷地に与える影響を大きくするとの観点に立ちつつ,アスペリティ領域において大きなすべりが生じる一方でアスペリティ領域に隣接する片側の領域ではすべりが一切生じないという物理的に考え難い断層運動をモデル化することにならないよう,南部モデル及び北部モデルのいずれにおいても,本件敷地から最短距離にある断層端部から1メッシュ分の背景領域を設定して,アスペリティを設定した。(イ)
応答スペクトルに基づく地震動評価
被告は,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震の基本震源モデルを用いて,Nodaetal.(2002)の方法により,
応答スペクトルに基づく地震動評価を行った。なお,被告は,地震動評価を行うに当たり,前記アと同じく,敷地における観測記録に基づいて,福島県と茨城県の県境付近で発生した内陸地殻内
地震について,
短周期帯をおおむね包絡するように短周期側で2倍の補正係数を設定し,Nodaetal.(2002)による内陸地殻内地震に対する補正係数0.6(認定事実2⑵イ)は考慮していない。
さらに,被告は,以下のとおり敷地に与える影響が大きいパラメータの不確かさを考慮した震源モデルについての地震動評価も行った。

1つは,震源断層の傾斜角につき,前記(ア)のとおり,F1断層における海上音波探査により得られたデータからは高角であり,2011年福島県浜通りの地震の震源インバージョンモデルの傾斜角は57~73°であるところを,基本震源モデルの傾斜角60°に代えて45°とした場合を考慮する震源モデルである(断層傾斜角の
不確かさを考慮)


そのほか,アスペリティ位置の水平方向につき,前記(ア)のとおり,大きなすべりが生じる領域であるアスペリティとすべりがない領域とが隣接するとは考え難いところを,北部モデル及び南部モデルのいずれにおいても,より敷地に近い位置となるよう,これらモデルの南端にアスペリティを配置する震源モデルを設定した(アスペリティ位置の不確かさを考慮)


以上の評価の結果は,周期0.02秒の最大加速度でみると,以下のとおりである(丙D159・付属資料92頁)

基本震源モデル水平792ガル,鉛直500ガル
断層傾斜角の不確かさを考慮したモデル

水平833ガル,鉛直528ガル

アスペリティ位置の不確かさを考慮したモデル

水平870ガル,鉛直553ガル

(ウ)
断層モデルを用いた手法による地震動評価
被告は,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震の基本震源モデルを用いて断層モデルを用いた手法による地震動評価を行った。この地震動評価に必要となる多くの断層パラメータについては,地震調査研究推進本部によるレシピ(甲D77(乙Bア53,丙D18)
)を参照しつつ設定した。設定した主な断層パ
ラメータは,以下のとおりである。

強震動に直接影響を与えるアスペリティの応力降下量については,F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層の震源断層の長さ(約58km)が幅(17.3km)に比べて大きいことなどを考慮し,レシピを参照して,内陸の長大断層につき回帰分析を行ったFujiiandMatsu’ura(2000)に示される震源断層全体の応力降下量の知見,Somervilleetal.(1999)に示されるアスペリティ面積の知見等を用い
て算出した。佐藤・堤(2012)
(丙D167)の研究によれば,2011年福島県
浜通りの地震の短周期レベルは,内陸地殻内地震の平均値とほぼ同じであり,壇ほか(2001)
(丙D33)の地震モーメントと短周期レベルの関係よりやや小さいかほぼ同じであるとされている(丙D167・15頁)

破壊開始点については,敷地に大きな地震波が到達するよう,アスペリティ下端及
び断層下端に合計7点の破壊開始点を設定した。そして,これら破壊開始点のうち,相対的に敷地に与える影響が大きい3点に代表させてそれぞれ検討を行った(以下,この3点のことをそれぞれ破壊開始点1などという。。

また,
F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層の想定断層面付近で発生した同じ断層タイプ
(正断層)
の内陸地殻内地震の観測記録が敷地で得られていることから,

この地震を要素地震とした経験的グリーン関数法を適用して,伝播経路特性及び地盤増幅特性を地震動評価に反映した(丙D11・4-194頁)

被告は,上記のとおり基本震源モデルを設定した上で,次のとおり,敷地に与える影響が大きいパラメータの不確かさを考慮した震源モデルを複数設定し,断層モデルを用いた手法による地震動評価を行った。まず,不確かさの考慮として,震源断層の傾斜角の45°とした震源モデル及びアスペリティ位置を南端に置く震源モデルについても地震動評価を行ったことは,前記(イ)の応答スペクトルに基づく地震動評価と同じである。これらのほか,新潟県中越沖地震で得られた震源特性に係る知見(認定事実1⑻)及びこれを踏まえた地震動審査ガイドの規定(認定事実2⑴ウ(イ)d)に照らして,短周期の地震動に直接影響を与える短周期レベルを基本震源モデルで設定した値の1.5倍とした震源モデルを設定し,その地震動評価を
行った(短周期レベルの不確かさの考慮)(丙D11・4-185頁)。
他方,断層上端深さの設定は精度が高く,断層下端深さの設定は保守的に設定されているとして不確かさの考慮はせず,破壊伝播速度についても2011年福島県浜通りの地震の震源インバージョン解析で設定されている破壊伝播速度を踏まえても基本震源モデルと同等であることから不確かさの考慮はしないとした。
その評価の結果は,周期0.02秒の加速度でみると,最大となるのは短周期レベルの不確かさを考慮したモデルであり,
NS成分903ガル
(破壊開始点3)EW成

分626ガル(破壊開始点2)
,UD成分602ガル(破壊開始点2)である(丙D1
59・付属資料97頁)

⑶敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(プレート間地震)

ア検討用地震の選定
被告は,前記⑴アのとおり,敷地周辺における被害地震に関する調査により,震度5弱(震度Ⅴ)程度以上と推定される過去のプレート間地震の被害地震として,1896年鹿島灘の地震(M7.3)
,東北地方太平洋沖地震の本震(Mw9.0)及び同
地震の最大余震(M7.6)等を確認した。

また,中央防災会議及び地震調査研究推進本部は,規模の大きなプレート間地震は過去に同じ場所で繰り返し発生しているといった特徴を踏まえつつ,既往の研究成果等の知見を取りまとめるなどして,
プレート間地震の想定を行っている。
具体的には,
中央防災会議(2013)は,茨城県南部においてフィリピン海プレートと北米プレートとの境界の地震(M7.3)を,地震調査研究推進本部(2012)は,茨城県沖の繰り返し発生する地震以外の地震
(M7.3~7.6)を,それぞれ想定してい
る(丙D39,40)
。被告は,これらの想定を踏まえ,フィリピン海プレートと北米
プレートとの境界の地震としてM7.3の地震を茨城県南部に,太平洋プレートと北米プレートとの境界の地震としてM7.6の地震を茨城県沖に,それぞれ設定した。被告は,
上記の被害地震及び中央防災会議等の想定を踏まえて設定した地震を検討用地震の選定の候補とし,東北地方太平洋沖地震の本震及び最大余震を除き,Noda
etal.(2002)の方法により評価を行った。被告は,その際,鹿島灘付近で発生したプレート間地震については,本件敷地の観測記録がNodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動に比べて短周期側で4倍程度となる傾向
(応答スペクトル比の平均
が,短周期側で4倍程度であること)を踏まえて,短周期側で4倍の補正係数を設定し(鹿島灘付近の地震の応答スペクトル比は別紙8のとおり。,上記以外の領域で発)

生した地震については応答スペクトル比の平均がほぼ1倍であるとして補正は行わなかった(鹿島灘付近を除く領域の地震の応答スペクトル比は別紙9のとおり。。)
一方,東北地方太平洋沖地震の本震及び最大余震については,敷地における観測記録が得られていること,同本震はそもそもNodaetal.(2002)の方法の適用範囲の上限と考えられるM8.5(認定事実2⑵イ)を超えることなどから,これら観測
記録の応答スペクトルを比較の対象とした。
上記評価結果から,検討用地震につき,敷地に対して最も影響の大きい地震である東北地方太平洋沖地震の本震(Mw9.0)を選定した。
イ検討用地震の地震動評価
被告は,東北地方太平洋沖地震について,地域性を考慮しながら基本震源モデルを
設定し
(後記
(ア),
)この基本震源モデル及び不確かさを考慮したモデルを用いて
断層モデルを用いた手法による地震動評価を行った(後記(イ)。また,)
応答スペクトルを用いた地震動評価
については,
前記アのとおり東北地方太平洋沖地震がNoda
etal.(2002)の方法の適用範囲の上限であるM8.5を超えることなどを踏まえて,敷地における本震の観測記録を用いた検討を行った(後記(ウ)。)
(ア)基本震源モデルの設定
被告は,諸井ほか(2013)
(認定事実2⑶ウ(ア)c)の知見により,Mw9クラスの巨大プレート間地震に対してもレシピが適用できることを確認した上で,レシピを用いるなどして東北地方太平洋沖地震の基本震源モデルの各種パラメータを設定した。
東北地方太平洋沖地震の震源域は,岩手県沖から茨城県沖までに及び,その長さは
約500km以上,幅は約200kmとされている(認定事実1⑽ア)。Uchidaetal.
(2009)繰り返し小地震のすべり量から推定したプレート間結合度を検討し,は,
フィリピン海プレート端部を境にして,その境より南ではプレート間結合度が低くなっていると分析し,Nishimuraetal.(2007)はGPSデータから,上盤プレートがフィリピン海プレートの領域ではプレート間結合度がほとんど0と推定してい
るところ,長谷川ほか(2013)は,これらを踏まえ,東北地方太平洋沖地震について,北から伝播してきた破壊が,上盤側がフィリピン海プレートに変わり,プレート間結合度が小さく,すべり遅れがほとんどない領域に入ると,そこで破壊が止まったということになり,すべり遅れのない領域には破壊は広がっていかないはずであり,すべり域の南限はそれで規定されたと考えられるとし,また,Uchidaetal.(200
9)が,プレート境界近傍の詳細な構造を地震波トモグラフィで調べた結果,フィリピン海プレートのマントル部分の底,太平洋プレートとの境界面直上の多くの領域が蛇紋岩化していると推定されるとしていることから,この蛇紋岩化がプレート間の結合を著しく低下させていると推定している
(丙D42)さらに,

国立研究開発法人海
洋研究開発機構は,
茨城県沖から千葉県沖の海域における反射法地震探査による地下

構造探査の結果から,
房総沖では銚子付近から南東方向に向かってフィリピン海北東
端が太平洋プレートと接していることを解明していたが,このフィリピン海プレート北東端の位置と,
東北地方太平洋沖地震の破壊域及び余震域南限とが一致することが判明し,このことは沈み込む太平洋プレートの上に乗るプレートが,北米プレートからフィリピン海プレートに代わる領域において,破壊の南への伝播が止められたことを示しているとした(丙D43)

被告は,上記長谷川ほか(2013)の知見等によると,陸のプレートと太平洋プレートの境界で発生する地震の破壊が,フィリピン海プレートの北東端以南へ伝播する可能性は低いと考えられるとし,三陸沖中部から茨城県沖にかけて長さ500km,幅200km,Mw9.0の断層モデルを設定した。被告は,SMGAの位置については,
東北地方太平洋沖地震の観測記録の再現を目的とする各研究者の震源モデルに
よれば,いずれも,強震動生成域(SMGA)は太平洋沿岸の陸域に近い宮城県沖から茨城県沖の領域にわたり複数設定されており,また,過去に発生したプレート間地震とおおむね対応していると考えることができることを踏まえ,東北地方太平洋沖地震のSMGAの位置及び過去に発生したM7からM8クラスの地震の震源域を参考に,5つのSMGAを設定し,このうち,本件敷地の地震動は敷地に最も近い茨城県
沖のSMGA(SMGA5)によってほぼ決まるところ,SMGA5については,本件敷地で得られた東北地方太平洋沖地震の観測記録を再現できる位置に設定した。茨城県沖のSMGA5の設定位置は,過去に発生したM7クラスの地震の中では敷地に最も近い塩屋崎沖の地震や鹿島灘の地震の震央位置に対応し,複数の研究において提案されている震源モデルの茨城県沖のSMGAの位置よりも本件敷地に近く,地震調
査研究推進本部(2012)において示されている茨城県沖で繰り返し発生する領域の地震の想定震源域(丙D40・74頁)よりも水平方向で少なくとも50km敷地に近いものである。
SMGAの短周期レベルについては,レシピを用いるなどして,宮城県沖,福島県沖,
茨城県沖の領域で発生した地震の平均的な短周期レベルの値を設定した。(2佐藤

012)
(甲D82(丙D51)
)は,同研究及び既往の研究の太平洋プレートのプレ
ート境界地震のMoと短周期レベルAの関係を示し,佐藤(2010)②の式(短周期レベルのスケーリング則)
(丙D50)の導出に用いられたデータセットの範囲の
地震(岩手県沖,北海道沖,宮城県沖,福島県沖,茨城県沖の地震)について,短周期レベルの地域性をみたところ,1978年宮城県沖地震,2005年宮城県沖地震及び平成23年3月9日の宮城県沖の地震が上記佐藤(2010)②の式の平均+標準偏差よりやや大きいレベルで,ほぼ同じスケーリング上に載っていることが分かる一方,福島県沖及び茨城県沖の地震のほとんどは,上記佐藤(2010)②の式の平均より小さいという地域性がみられるとしているが,基本震源モデルでは,宮城県沖を含めた平均に相当する値を設定した(別紙10参照)
。基本震源モデルの短周期レ
ベルは,
複数の研究者が提案する東北地方太平洋沖地震の短周期レベルと比較しても,
おおむね大きい(丙D52,丙D159・付属資料54頁)

(イ)
断層モデルを用いた手法による地震動評価
被告は,東北地方太平洋沖地震の基本震源モデルを用いて断層モデルを用いた手法による地震動評価を行った。その際,想定した震源域において検討用地震と同じ発生様式の地震の観測記録が敷地で得られていることから,震源断層の北部と南部の
領域のそれぞれについて選定した要素地震による経験的グリーン関数法を適用して,地下構造による地震波の伝播特性(伝播経路特性,地盤増幅特性)を地震動評価に反映した。なお,南部の領域で選定した要素地震は,鹿島灘付近で発生したプレート間地震
(入倉教授らが東北地方太平洋沖地震の震源モデルの研究に当たりイベントCの経験的グリーン関数法の要素地震としたプレート間地震(平成21年2月1日に発生
したもの)と同じもの。
)である。
(丙D11・4-123,137~139頁,丙D
46・13頁,丙D159・14頁)
敷地における短周期の地震動に及ぼす影響が大きいSMGAの位置及び短周期レベルについては,次のとおり,敷地に与える影響が大きくなるよう,これらのパラメータの不確かさを考慮し,その地震動を評価した。他方,断層設定位置及び地震規模
についてはフィリピン海プレートが破壊進展のバリアとなることから不確かさの考慮はしないとし,また,破壊開始点については,複数のパラメータスタディにより設置位置の違いによる影響が小さいことを確認したとして不確かさは考慮しないとした。
(丙D11・4-130頁)
1つは,茨城県沖のSMGA5について,より敷地に近い位置となるよう,敷地からの最短距離に配置した震源モデルを設定し,SMGAの位置の不確かさを考慮した上で評価した。基本震源モデルの最大加速度(周期0.02秒)は590ガル(EW方向)であるところ,SMGAの位置の不確かさを考慮した場合の最大加速度(周期0.02秒)は662ガル(NS方向)である(丙D159・付属資料56頁)。
もう1つは,短周期レベルについて,宮城県沖で発生する地震の短周期レベルをもおおむねカバーできるよう,
茨城県沖のSMGAを含む五つのSMGAの全てについ

て,基本震源モデルの短周期レベルの設定値の1.5倍を不確かさとして考慮して評価した。この不確かさを考慮した短周期レベルは,複数の研究者(KurahashiandIrikura(2013)
,AsanoandIwata(2012),川辺・釜江(2013),佐藤
(2012)
が提案する東北地方太平洋沖地震のSMGAの短周期レベルを上回るものであり(丙D52,丙D159・付属資料54頁)
,佐藤(2012)における太平

洋プレート間地震の短周期レベルと地震モーメントの関係の平均+標準偏差とほぼ同レベルである(丙11・4-133頁)

その上で,被告は,上記のSMGAの位置の不確かさと短周期レベルの不確かさとを重畳して考慮したケースも評価したところ,周期0.02秒の加速度はこの重畳して考慮したケースが最大となり,その最大加速度は,NS方向で1009ガル,EW
方向で874ガル,UD方向で736ガルである(丙D159・付属資料56頁)。
(ウ)
応答スペクトルに基づく地震動評価
前記アのとおり,東北地方太平洋沖地震については,Nodaetal.(2002)の方法の適用範囲の上限であるM8.5を超え,同手法を適用することはできず,また,東北地方太平洋沖地震の本震のような巨大地震の複雑な震源過程から生成される強
震動について,短周期から長周期にわたり精度良く評価でき,実務に活用された実績のある距離減衰式はないと考えられたこと,一方,本件発電所においては,東北地方太平洋沖地震の本震の岩盤上の観測記録が得られていることから,被告は,距離減衰式による評価の代わりとして,この地震の解放基盤波(本件発電所における解放基盤表面におけるはぎとり波である。を基に地震動を設定することとした。)
そして,
工学
的配慮から,
解放基盤波の応答スペクトルを全周期帯にわたり包絡する滑らかな形の応答スペクトルを設定し(東北地方太平洋沖地震の解放基盤波はNS方向555ガル,EW方向450ガルのところ,
600ガルと設定している。,
)これをもって,
応答スペクトルに基づく地震動評価の結果とした。
上記の解放基盤波を包絡する応答スペクトルと,断層モデルを用いた手法による地震動評価の結果とを比較すると,両者は,おおむね対応するとともに,前者は後者に
おいて谷となる周期帯をカバーしているなど,相補的な関係に立っている。⑷敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
(海洋プレート内地震)
被告は,海洋プレート内地震について,茨城県南部の地震を検討用地震として選定し,震源モデルを策定し,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と断層モデルを用いた手法による地震動評価を行った(争点ではないため,詳細は省
略する)

⑸震源を特定せず策定する地震動
被告は,
震源を特定せず策定する地震動の考慮に当たって,まず,震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内地震について得られた震源近傍の観測記録に関する知見である加藤ほか(2004)を検討した(後記ア)。

次いで,
震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内地震の震源近傍の観測記録の収集について,地震動審査ガイド(甲Bア7,甲D17,乙Bア51)において例示されている16地震(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Mw6.5以上の地震(地震の規模が推定できない地震)である2地震と,断層破壊領域が地震発
生層内部に留まり,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分からない地震として地震学的検討から全国共通で考慮すべきMw6.5未満の地震
(震源の位置も規模も推定できない地震)
である14地震である。について

検討し,Mw6.5以上の地震(地震の規模が推定できない地震)2地震は観測記録の収集対象外とし,Mw6.5未満の地震(震源の位置も規模も推定できない地震)14地震については,加藤ほか(2004)による応答スペクトルとの比較等から,そのうち留萌支庁南部地震のHKD020(K-NET港町)の観測記録の地盤構造モデルの不確かさを考慮し地震動を評価した(後記イ)

ア加藤ほか(2004)の知見
加藤ほか(2004)は,我が国及び米国カリフォルニア州で発生した計41の内陸地殻内地震のうち,
詳細な地質学的調査によっても震源位置と地震規模を事前に特

定できない2地震(1997鹿児島県北西部3/26(Mj6.6,Mw6.1)及び1997鹿児島県北西部5/13(Mj6.4,Mw6.0)
,地震動審査ガイドⅠ.4.
2.1[解説]⑶の収集対象として例示する地震(認定事実2⑴ウ(ウ)b(f)の別紙4)の№4及び№7である。
)及び比較的規模が小さいながらも震源を特定できた
可能性がある7地震(1998岩手県北部(Mj6.2,Mw5.9,上記地震動審
査ガイドが例示する地震の№8である。
)及び米国カリフォルニア州内の6地震(1
966Parkfieldや1984MorganHillいずれもMw6.等のMw5.(
2)
8~6.
2の地震)
)の合計9地震(12地点)を対象として,これら震源近傍の硬質地盤における観測記録(計15記録,30水平方向)をおおむね包絡する水平方向の地震動の上限レベルの応答スペクトル
(最大加速度450ガル)
を提案している
(丙D53)


被告は,上記の加藤ほか(2004)による水平方向の応答スペクトルに対し,JEAG4601-2008に基づき,Nodaetal.(2002)の方法により求められる地盤増幅特性を用いて評価した,
水平方向及び鉛直方向の応答スペクトル
(以下
加藤ほか(2004)による応答スペクトルという。
)を,震源を特定せず策定する地
震動の候補として選定した。

イ震源近傍における観測記録の収集・整理
(ア)Mw6.5以上の地震
地震動審査ガイド(甲Bア7,甲D17,乙Bア51)においては,震源の規模が推定できない地震(Mw6.5以上の地震)について,2008年岩手・宮城内陸地震及び2000年鳥取県西部地震が観測記録の収集対象の例とされている。被告は,上記各地震について,後記a及びbのとおり震源域における活断層及び地表地震断層の出現要因に係る検討を行い,本件敷地近傍とは地域の特徴が異なるとして,収集対象から除外した。
a2008年岩手・宮城内陸地震
2008年岩手・宮城内陸地震の震源域近傍は,新第三紀以降の火山岩及び堆積岩が厚く堆積し,顕著な摺曲又は僥曲の構造が発達しており,地質構造としては,カル
デラが密集しており複雑であるという特徴,震源域は山間部に位置し,指標となる地形が少なく,大規模地すべりを含めた地すべりが密集しているという特徴があり,震源域近傍は変動地形等の認識が難しい地域である(丙D127,128)。また,20
08年岩手・宮城内陸地震の震源域は火山フロントに近接し
(同129)地震地体構

造区分としては東北日本弧内帯
(8C)応力場としてはひずみ集中帯にあり,

東西圧

縮型の逆断層が卓越するという特徴もある。
一方,本件発電所の敷地近傍には,中新統の堆積岩,鮮新統の堆積岩,更新統の段丘堆積物等,完新統の沖積層及び砂丘砂層が分布し,地質が類似する点があるが,地質構造については,本件敷地近傍に広く分布する鮮新統(久米層)及びこれを不整合に覆う上部更新統はほぼ水平に分布しており,敷地近傍にカルデラも分布しないなど
特徴を異にする。変動地形等をみても,本件敷地近傍陸域には後期更新世以降に形成された段丘面が分布していること,地すべりが認められないこと,海域には堆積層から成る鮮新統及び下部更新統が水平に広く分布していることから,変動地形等が認識しやすい地域といえる。また,本件発電所は火山フロントの遠方に位置し,地震地体構造区分は東北日本弧外帯(8B)とされていて,応力場としてひずみ集中帯にある
と指摘している文献はない。さらに,敷地周辺の茨城県北部では南西-北東引張の正断層が卓越する。
以上により,被告は,2008年岩手・宮城内陸地震の震源域は,本件敷地近傍とは地域の特徴が異なることから,観測記録収集対象外とした。
b2000年鳥取県西部地震
2000年鳥取県西部地震の震源域近傍は,主に百亜系~古第三系の花崗岩及び中新統の安山岩~玄武岩の岩脈が分布し,第四紀中期以降に新たに断層面を形成して,断層が発達しつつあり,
活断層の発達過程としては初期ないし未成熟な段階にあるこ
とから,変動地形等の認識が難しい地域である。また,2000年鳥取県西部地震の震源域は火山フロントに近接し,地震地体構造区分としては中国山地・瀬戸内海(10C5)
,応力場としてはひずみ集中帯にあり,東西圧縮の横ずれ断層型が卓越する
という特徴がある(丙D129,130)

一方,本件発電所の敷地近傍の地質・地質構造等の特徴は前記aのとおりであり,被告は,2000年鳥取県西部地震の震源域は,本件敷地近傍とは地域の特徴が異なることから,観測記録収集対象外とした。
(イ)Mw6.5未満の地震

地震動審査ガイドにおいては,震源の位置も規模も推定できない地震(Mw6.5未満の地震)について,14地震が観測記録の収集対象の例とされている(認定事実2⑴ウ(ウ)。

被告は,これらの14地震について,震源近傍の観測記録を収集してその地震動レベルを整理し,加藤ほか(2004)による応答スペクトルとの比較から,敷地に及
ぼす影響が特に大きいと考えられる記録として留萌支庁南部地震,2011年茨城県北部地震,2013年栃木県北部地震,2011年和歌山県北部地震及び2011年長野県北部地震におけるK-NET及びKiK-net観測点の記録を選定した。このうち,留萌支庁南部地震は,平成16年12月14日に発生した地震であり,震源近傍(震央距離で8.6km。丙D54)のHKD020(K-NET港町)の
地表において,最大加速度1127ガル(水平方向)という大きな加速度が観測されているところ,この地表の観測記録については,佐藤ほか(2013)において,同地震の観測記録からはぎとり解析を行い,解放基盤表面と評価できる固さを有する基盤面(G.L.-41m)での地震動(以下基盤地震動という。
)の推計がなされ,
その最大加速度(水平方向)は585ガルであり,地表観測記録の約2分の1であることから,
上記観測点のサイト特性が地表での高加速度の生成に寄与したことが示唆されるものとされている(丙D54)

被告は,上記のとおり,留萌支庁南部地震について,詳細な地盤調査及び基盤地震動の推定が行われ,信頼性の高い基盤地震動が得られていることから,これらを参考にHKD020観測点の地下構造モデルの不確かさを考慮し,基盤地震動を評価した。具体的には,佐藤ほか(2013)における基盤地震動を得るためのはぎとり解析に
関し,佐藤ほか(2013)の報告時点以降に得られた室内試験結果を用いて評価を行い,不確かさを考慮して,地震動を評価したところ,周期0.02秒において610ガル(水平方向)であり,加藤ほか(2004)による応答スペクトルを上回った(丙D11・4-205~207頁,丙D159・付属資料112頁)。被告は,20
11年長野北部地震の観測記録については,地盤情報が乏しくはぎとり解析による基
盤地震動の算定が困難であり,その余の3地震については,信頼性のある地盤モデルが構築できず,はぎとり解析による基盤地震動の評価が困難であるため,考慮しなかった(丙D11・4-203頁)

ウ震源を特定せず策定する地震動の策定
前記ア及びイの検討を踏まえ,
被告は,
震源を特定せず策定する地震動
として,

加藤ほか
(2004)
による応答スペクトルと,
留萌支庁南部地震に係る佐藤ほか
(2
013)の基盤地震動にHKD020(K-NET港町)観測点の地盤物性と敷地の解放基盤表面相当位置の地盤物性との相違による影響等を考慮して評価した地震動の応答スペクトルとを考慮した。
その結果は,別紙11のとおりである。

⑹基準地震動Ssの策定
ア基準地震動
被告は,基準地震動Ssについて,前記⑵ないし⑷の敷地ごとに震源を特定して策定する地震動及び前記⑸の震源を特定せず策定する地震動に基づき,敷地の解放基盤表面における水平成分及び鉛直成分の地震動として策定した。すなわち,
敷地ごとに震源を特定して策定する地震動
について,
応答スペクトル
に基づく手法による基準地震動Ssとして,内陸地殻内地震,プレート間地震,海洋プレート内地震のそれぞれの検討用地震の地震動評価結果である応答スペクトルを全て包絡し,裕度を考慮して,応答スペクトルSs-D1(水平方向の最大加速度870ガル,鉛直方向の最大加速度560ガル)を設定した。また,断層モデルを用いた手法による基準地震動Ssについては,各検討用地震の断層モデルを用いた手法に
よる評価結果のうち,
一部周期帯で設計用応答スペクトルSs-D1を上回る6ケー
スを選定し,それぞれ,Ss-11(内陸地殻内地震の検討用地震(F1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震)に短周期レベルの不確かさを考慮し,破壊開始点1からの破壊を想定したもの。水平方向の最大加速度717ガル,鉛直方向の最大加速度579ガル)
,Ss-12(内陸地殻内地震の検討用地震に短周期レベル

の不確かさを考慮し,破壊開始点2からの破壊を想定したもの。水平方向の最大加速度871ガル,
鉛直方向の最大加速度602ガル)Ss-13

(内陸地殻内地震の検
討用地震に短周期レベルの不確かさを考慮し,破壊開始点3からの破壊を想定したもの。
水平方向の最大加速度903ガル,
鉛直方向の最大加速度599ガル)Ss-1

4(内陸地殻内地震の検討用地震に震源断層の傾斜角の不確かさを考慮し,破壊開始
点2からの破壊を想定したもの。水平方向の最大加速度586ガル,鉛直方向の最大加速度451ガル)Ss-21

(プレート間地震の検討用地震
(東北地方太平洋沖型
地震)
に短周期レベルの不確かさを考慮したもの。
水平方向の最大加速度901ガル,
鉛直方向の最大加速度620ガル)Ss-22

(プレート間地震の検討用地震
(東北
地方太平洋沖型地震)
)にSMGA位置と短周期レベルの不確かさを重畳して考慮し

たもの。水平方向の最大加速度1009ガル,鉛直方向の最大加速度736ガル)とした。
さらに,
震源を特定せず策定する地震動については,加藤ほか(2004)による応答スペクトルと,
留萌支庁南部地震の検討結果に保守性を考慮した地震動のうち,
一部周期帯で設計用応答スペクトルSs-D1を上回る後者を選定し,Ss-31(水平方向の最大加速度610ガル,鉛直方向の最大加速度280ガル)とした。以上の結果,被告は,Ss-D1,Ss-11~14,Ss―21,22,Ss-31の8つの基準地震動を策定した。
イ基準地震動の年超過確率
被告は,前記アで策定した基準地震動について,日本原子力学会(2015)(日本
原子力学会標準

原子力発電所に対する地震を起因とした確率論的リスク評価に関

する実施基準:2015)
(丙D131)を踏まえ,確率論的地震ハザード評価を行
い,基準地震動の年超過確率を求めた。
その結果,
基準地震動Ss-D1の年超過確率は10-4~10-5程度である。基準
地震動Ss-11~Ss-22の年超過確率は基準地震動Ss-D1を超過する周期帯で10-4~10-6程度である。基準地震動Ss-31の年超過確率は10-4~
10-6程度である。
⑺原子力規制委員会による適合性判断等
原子力規制委員会は,前記⑴ないし⑹により策定された基準地震動について,設置許可基準規則4条及び同解釈別記2の規定に適合するものであると認めた(丙H5・10~22頁)


なお,原子力規制委員会は,本件意見公募手続において,SPGAモデルを採用すべきとの意見に対し,
震源断層の詳細な調査結果を用いてレシピを用いる方法以外の方法によって基準地震動を策定するというアプローチについては,どのように保守性を確保していくかに関し,妥当な方法が現時点で明らかになっているとはいえず,規制において要求又は推奨すべきアプローチとして位置付けるまでの科学的・技術的な熟度には至っていないと考えています。強震動パルス生成域(以下『SPGA』という。)から構成される震源モデルであるSPGAモデルは,2011年東北地方太平洋沖地震等の観測地震動を説明するための再現モデルの一つですが,予測問題に適用する場合においては,提案者も論文で示すようにSPGAの位置設定等が今後の課題とされており,強震動予測のパッケージとして確立していないものと考えています。SPGAモデルの適用も含め,地震動の計算方法の高度化については,まずは,地震調査研究推進本部のような場で議論されるものであり,そこでの検討結果も含め,新たな知見が得られれば,原子力発電所の規制にどのように取り入れるかについて,規制委員会として適切に判断していきますと回答している(丙H6別紙1の15~16頁)

⑻新規制基準策定後の事情

ア2016年熊本地震の発生
(ア)
2016年熊本地震では,
平成28年4月16日に熊本地震本震
(Mw7.
0,
Mj7.3)が,同月14日にはその最大前震(Mw6.1,Mj6.5)が発生した。この地震は,兵庫県南部地震以降観測された国内最大規模の内陸地殻内地震であっただけではなく,
地震調査研究推進本部による長期評価の対象となっている主要な

活断層帯(布田川断層帯・日奈久断層帯)で生じ,地震後に地表に現れた断層長さが布田川区間を対象とした事前の長期評価に用いたものより長く,地震規模が想定を超えた。
(丙D25・1頁,同参考1

1,6頁,丙D241)

本震において震度7が観測されたのは西原村であり,前震と本震の2度にわたり震度7が観測された地点は益城町であるところ(丙D241)
,益城町に位置するKM
MH16(KiK-net益城)の観測記録(最大1399ガル(鉛直方向))は,火
山灰質粘土や砂から成る地盤の地表観測記録であるが,同観測点の地下-252mの地震基盤相当の硬質な岩盤(S波速度約2.7km/s)に設置された地震計では,鉛直方向で最大127ガル,水平方向でも最大237ガル(南北方向)にとどまり,地上の揺れの数分の1であった(丙D25・参考1

1~3頁,丙D242)


(イ)入倉ほか(2016)
(丙D23)は,2016年熊本地震について,震源断層
面積と地震モーメントの関係は,レシピの関係式(入倉・三宅式等)と調和的であるとした(丙D23)
。引間・三宅(2016)
(丙D24)は,2016年熊本地震の
震源モデルを収集して比較検討し,
いずれも入倉・三宅式ともよく一致し,
同地震は,
断層面積と地震モーメントの関係やSMGAでの応力降下量について過去の内陸地殻内地震の値とおおむね整合しており,特異なものではなかったといえるとした。もっとも,西原村や益城町の大振幅の地震動については,地盤構造等の影響も考慮する必要はあるが,震源断層モデルとして十分に説明するに至っておらず,これらは震源のごく近傍の地点であり,観測された地震動を説明するためには,よりローカルは震源過程を考慮する必要があるかもしれないとしている(丙D24・30頁)。
原子力規制委員会は,原子力規制庁技術基盤グループによる熊本地震の分析を踏ま
え,
同地震について検討した結果,
同地震の震源断層面積と地震モーメントの関係は,
入倉・三宅(2001)式と整合しているものと判断し,その応力降下量も全国地震予測地図(2009年)の断層モデルよる応力降下量と同程度であるとして,応力
降下量の設定に関して,
新規制基準下における断層モデルによる基準地震動策定手法
において新たに考慮すべき点はないものと判断した(丙25,26)。

イ北海道胆振東部地震の発生
平成30年9月6日に北海道胆振東部地震(Mw6.6,深さ約37km)が発生し,HKD127(K-NET追分)において,南北成分1004ガル,東西成分904ガル,
上下成分1591ガルの3成分合成1796ガルという強い揺れが観測された(甲D67~74)


4争点3-1(新規制基準における基準地震動の意義)について
⑴新規制基準における基準地震動
基準地震動は,
安全上重要な施設の耐震安全性を確保する上で基準となる地震動であり,新規制基準において,最新の科学的・技術的知見を踏まえ,敷地及び敷地周辺の地質・地質構造,地盤構造並びに地震活動性等の地震学及び地震工学的見地から想
定することが適切なもの
(設置許可基準規則解釈別記2・5)
とされている。
そして,
新規制基準は,基準地震動を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として策定し相補的に考慮することとし,敷地ごとに震源を特定して策定する地震動については,内陸地殻内地震,プレート間地震及び海洋プレート内地震について,活断層の性質や地震発生状況を精査し,地震分布や応力場及び地震発生様式に関する既往の研究成果等を総合的に検討した上,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,各種の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すること,
震源を特定せず策定する地震動
については,
震源と活断層を関連づけること
が困難な過去の内陸地殻内の地震について得られた震源近傍における観測記録を収集し,
これらを基に各種の不確かさを考慮して敷地の地盤物性に応じた応答スペクト
ルを設定して策定することを求め,設置許可基準規則解釈及び地震動審査ガイドにおいて,留意事項を詳細に定めている。
(認定事実2⑴ア~ウ)
上記に加え,前提事実9の新規制基準の考え方を踏まえると,新規制基準は,地震による原子力災害が発生する可能性を極めて低くするため,最新の科学的・技術的知見に基づき,詳細な調査検討を行った上,不確かさも考慮して,上記の目的のために
備えるべきものとして想定される地震動をもって基準地震動とするものと解され,基準地震動策定のための留意事項を詳細に定めるものといえる。
⑵検討
原告らは,基準地震動は,当該原子力発電所を襲う可能性がある地震動をカバーすること(言い換えれば,基準地震動を超える地震動が当該原子力発電所を襲うことは
まずないといえるものであること)を要し,それは,確実に否定できるシナリオ以外のあらゆるシナリオを考慮することであり,あるいは日本最大か世界最大に備えることであるとも主張する。
この点,証人野津は,意見書(甲D194・2~5頁)において,地震学が若い学問であり,被害地震が起こる度にそれ以前の知見では予測できなかった事態が生じ,
それによって強震動研究の知見は塗り替えられており,今後も少なくとも数十年間程度は以前の知見を覆すような事態が度々生じると考えられ,強震動研究はいまだ未知の部分が多く,成熟した分野とはいえないことから,強震動研究の成果を活用して原子力発電所の安全性を保証することは不可能であり,それでも原子力発電所の耐震設計に強震動研究の成果を活用しようとするのであれば,現状の規範的考え方(パラダイム)の下で想定される地震動を考えるだけでは不十分であり,物理的に確実に否定できるシナリオ以外のあらゆるシナリオを考えるべきであると述べている。そして,兵庫県南部地震は,既に知られていた六甲・淡路断層帯に沿って発生した地震であったにもかかわらず,専門家の想定を超える大きな揺れと被害をもたらしたこと(認定事実1⑶)
,その後原子力発電所の基準地震動を超える地震は複数発生し,中でも新潟県中越沖地震では基準地震動S2を大幅に上回るものがあったこと(認定事実1⑸,

同⑺,同⑻)
,兵庫県南部地震の検証を通じて地震動に係る新たな知見が得られたことを踏まえ平成18年に改訂された新耐震設計審査指針に基づく耐震バックチェックが実施されたが
(認定事実1⑹,
同⑼)その後平成23年に発生した東北地方太平

洋沖地震は,日本海溝では想定されていなかったM9クラスの巨大地震であり,原子力発電所の基準地震動を超える地震動が発生し,また,福島第一発電所事故が発生し
たことを踏まえ,
新規制基準が制定されるに至ったこと
(認定事実1⑽,
前提事実6,
同7)
,その後発生した2016年熊本地震は,地震調査研究推進本部による長期評価の対象となっている活断層帯で生じたが,地表に現れた断層の長さは長期評価に用いたものより長く,地震規模は想定を超えたこと(認定事実3⑻ア)は前記認定のとおりであり,現実に発生する地震はその時点までの最新の科学的・技術的知見による
予測を超え,そのような大地震の発生により新たな知見を得てきたことは,証人野津の指摘するとおりであるといえる。また,地震調査研究推進本部地震調査委員会も,レシピについて,
断層とそこで将来生じる地震及びそれによってもたらされる強震動に関して得られた知見は未だ十分とはいえないとしている(認定事実2⑶イ(ア)。)
さらに,最新の科学的・専門的知見に基づく原子力発電所の安全性のための規制とい
う観点からみても,新たな知見に基づく原子力発電所の耐震基準の改定に伴い,本件発電所は,昭和53年の運転開始当初,機能維持設計で最大加速度270ガルの地震動を用いていたところ,
平成7年の旧耐震設審査指針に基づくバックチェックにおい
て策定された基準地震動S2-1の最大加速度は380ガルとなり,平成20年の新耐震設計審査指針に基づくバックチェックの中間報告書における基準地震動SSの最大加速度は600ガルとなり,本件設置変更許可における基準地震動SS-22は最大加速度1009ガルとなるなど(認定事実1⑴,同⑷,同⑼,同3⑹ア),最大加速
度が大幅に増大する改定を余儀なくされていることも,地震に係る最新の科学的・専門的知見が塗り替えられてきたことを裏付けるものといえる。そうすると,原子力規制委員会が寄って立つところの最新の科学的・技術的知見とは,見方を変えれば,研究途上の現時点の科学的・技術的知見にすぎず,現時点の科学的・技術的知見に基づ
く予測や検討をしただけでは,
他の科学技術の利用とは質的に異なる危険性を内包す
る原子炉施設の安全性を図るための強震動予測としては不十分であるという立論は傾聴に値する。
しかし,地震学に関する現時点の最新の科学的・技術的知見に基づいて,未知の部分があることを踏まえてその不確実性を考慮しつつ予測検討することとしてもなお,
原子力発電所の耐震設計に使用するには不十分であるか否か,あるいは未知の部分についてどの程度の不確実性を考慮すべきかは,社会がどの程度のリスクを許容するかといった政策的な観点をも含んでおり,そのような面も踏まえつつ,地震学における研究者の議論,研究の状況等に照らし,科学的,専門技術的に選び取っていくほかはないと考えられる。そして,原子炉等規制法及び設置法は,そのような判断を,安全
確保を専らその任務とし,中立公正,独立にその職権を行使する原子力規制委員会の科学的,専門技術的裁量に委ねていると解されることは,前記第2の1に説示したとおりである。したがって,地震学の現時点の最新の科学的・技術的知見が地震学の進展の経過に照らしどの程度信頼に足るものかといった観点についても,原則として原
子力規制委員会の科学的,
専門技術的裁量に委ねられているものと解される。
そして,

地震学が,比較的歴史の浅い学問であり,強震動研究に未知の部分があるとしても,我が国においては兵庫県南部地震を契機に地震調査研究推進本部が設置されるなどして研究が推進され,
強震観測網も急速に整備されて震源特性に係る知見等が蓄積さ
れてきたこと(認定事実1⑶ア)
,証人野津も一般的な土木構造物の耐震設計におい
ては,
強震動研究の成果を活かすことがより小さなコストでより高い安全性を達成するのに役立つと述べていること(甲D194・4頁)等に照らすと,新規制基準における基準地震動が,最新の科学的・技術的知見に対する一定の信頼の上に立ち,これに基づき,詳細な調査検討を行った上,不確かさも考慮して,原子力災害が発生する可能性を極めて低くするために備えるべきものとして想定される地震動であって,必ずしも証人野津が述べるところの確実に否定できるシナリオ以外のあらゆるシナリオに備えるものとはいえず,
また日本最大又は世界最大の地震動になっていないとし

ても,それだけで直ちに不合理なものであるとまで断ずることはできない。5争点3-2-1(応答スペクトルに基づく地震動評価)について⑴応答スペクトルに基づく手法における補正の在り方原告らは,被告による応答スペクトルに基づく地震動評価は,内陸地殻内地震及びプレート間地震に共通して,
本件敷地周辺で発生した地震の地震動のデータの応答ス

ペクトル比のばらつきの考慮(補正係数の設定)が不足しており,ばらつきの全てないし+2σを包絡する考慮が必要であると主張する。
しかしながら,Nodaetal.(2002)の方法は,多数の観測記録の回帰分析から得られた平均的応答スペクトルに基づき提案された経験式であり,地震の規模,等価震源距離及び対象地盤の弾性波速度という比較的少ないパラメータをもって,標準的
な地震動レベルを提案するという簡便な手法であるから(認定事実2⑵イ),当該経
験式と本件敷地周辺で発生した地震の観測記録のデータとの乖離,すなわちばらつきを考慮して補正を行う場合においても,観測記録のデータの平均的傾向をもって補正することには合理性があるといえる。また,本件敷地周辺の観測記録の応答スペクトル比のばらつきの要因は,観測記録の誤差,地震規模依存性,距離減衰特性及びサイ
ト特性などのモデル化に起因する誤差,振幅レベル等との相関関係の差,距離減衰式では考慮されない応力降下量の違いや破壊伝播方向性の違いなど様々であり(認定事
実2⑵イ)
,そのばらつきの要因を考慮することなくばらつきの全てないしそのほとんどを包絡するような地震動を求めるとすれば,考慮すべきでないばらつきをも取り込むこととなり,結果としてNodaetal.(2002)の方法が提案する地震動とは全く別の地震動を求めることにもなりかねない。
そうすると,応答スペクトルに基づく手法において,本件敷地周辺の観測記録の応答スペクトル比のばらつきについて,その全てないし+2σを包絡する補正係数が設定されていないことをもって,原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があるということはできない。
⑵内陸地殻内地震について

ア補正係数について
被告は,Nodaetal.(2002)の方法による地震動評価を行い,福島県と茨城県の県境付近で発生した内陸地殻内地震については,応答スペクトル比の平均による観測記録の傾向として,Nodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動に比べて,短周期側では平均で水平方向で1.4倍程度,鉛直方向で1.7倍程度であったことか
ら,短周期帯をおおむね包絡するように2倍の補正係数を設定し,上記以外の各断層については,Nodaetal.(2002)の方法の平均的な地震動と同程度であったことから,
観測記録を用いた補正は行わなかったものであり
(認定事実3⑵ア)前記⑴に

説示したところに照らすと,Nodaetal.(2002)の方法による地震動評価の手法に適合するように,観測記録の平均的傾向を踏まえ,必要に応じて,原子力発電所の
耐震設計において特に重要である短周期側をおおむね包絡するような補正係数を設定しているといえ,
被告による補正係数の設定が不合理であるということはできない。原告らは,
F8断層の地震について,
7倍の補正係数を設定すべきとも主張するが,
補正係数の考え方については前記⑴に説示したとおりであるから,原告らの主張は採用することができない。かえって,F8断層の領域で得られた二つの地震の観測記録
をみると,水平方向及び鉛直方向ともに,Nodaetal.(2002)の方法により評価した平均的な地震動を顕著に下回っているから(認定事実3⑵ア),あえてF8断層
の地震を検討用地震として選定すべき合理性もなく,原告らの上記主張は採用することができない。
イ震源モデルの設定について
原告らは,
被告の震源モデルの設定や不確かさの考慮は不十分であって補正係数が過小であることによる問題が解消されていないと主張するが,認定事実3⑵イ(ア)及び同(イ)に照らし,震源モデルの設定や不確かさの考慮に係る原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があるということはできない。⑶プレート間地震について
被告は,
東北地方太平洋沖地震の本震及び最大余震を除き,
Nodaetal.2002)


の方法により評価を行い,
鹿島灘付近で発生したプレート間地震の観測記録の傾向を
踏まえて短周期側で4倍の補正係数を設定し,上記以外の領域で発生した地震については応答スペクトル比がほぼ1倍であるため補正は行わなかったところ,検討用地震としては,
本件敷地に対して最も影響の大きい地震である東北地方太平洋沖地震の本震を選定した(認定事実3⑶ア)


これに対して,原告らは,+σ程度の地震をカバーするのであれば平均的値の5~6倍程度,更に+σでもカバーし切れない観測記録が16%程度あり,既往最大をカバーするとすれば,平均的値の10倍程度の地震を考慮する必要があると主張する。しかし,Nodaetal.(2002)の方法で評価した地震動について,そのばらつきの全て又はほとんどをカバーするという考え方が合理的とはいえないことは前記⑴
に説示したとおりである上,鹿島灘付近で発生したプレート間地震について,上記のとおり原子力発電所の耐震設計上重要な短周期側で応答スペクトル比の平均の傾向から短周期側で4倍の補正係数を考慮したことは直ちに不合理といえず,東北地方太平洋沖地震の地震波には鹿島灘付近からの地震波も含まれると考えられることも踏まえると,あえて地震規模がM7.3であり,東北地方太平洋沖地震(Mw9.0)
よりも地震規模の小さい1896年鹿島灘の地震を検討用地震として評価する必要はないというべきである。
したがって,原告らの上記主張は採用することができない。
⑷小括
以上によれば,
被告による応答スペクトルに基づく地震動評価に係る原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があるということはできない。6争点3-2-2(断層モデルを用いた手法による地震動評価(SMGAモデル関係)
)について
⑴問題の所在
被告は,東北地方太平洋沖地震を検討用地震として,レシピに基づき標準的なSMGAモデルにより地震動評価を行い,基準地震動Ss-21及びSs-22を策定して
いるところ
(認定事実2⑶イ,
同ウ
(ア)(b)同3⑶イ
a

(ア)同
,(イ)同⑹ア)


原告らは,証人野津の論文(甲D80,81)
,意見書(甲D194)及び証言に基づ
き,強震動パルスのうち,周期1~2秒で,加速度及び速度が共に大きい大振幅ものは,原子力発電所を含む構造物にとって大きな脅威であり,東北地方太平洋沖地震の際に宮城県内で観測された周期2秒程度の強震動パルスの再現を考慮するべきであ
り,また,被告が採用する標準的なSMGAモデルでは,強震動パルスなど東北地方太平洋沖地震を再現することができないため地震動評価が不十分であると主張するので以下検討する。


東北地方太平洋沖地震を検討用地震とする基準地震動の策定において周期1
~2秒の強震動パルスを考慮することについて
ア大振幅の強震動パルスについて
構築物は,
その固有周期に等しい周期の波が入力された場合には揺れが大きくなる(共振)ことから,地震動に対する構築物の健全性を評価するに当たっては,地震動の最大加速度だけではなく,
地震動が有する周期成分の大きさと構築物の固有周期の
関係が特に重要となり,原子力発電所の主要施設の場合は,固有周期0.5秒以下で
あり,基準地震動の地震動の強さを便宜的に表すにも,短周期(50Hz(周期0.02秒)程度)の加速度波形に着目し,その最大加速度値を示しているところである(認定事実2⑴イ(ア)。

この点,兵庫県南部地震でみられ,キラーパルスとも呼ばれた周期1~2秒成分が卓越した加速度及び速度が共に大きい大振幅のパルスは,共振現象を介さず,1波又は半波で構造物を塑性流動によって崩壊させるため,塑性域に入るのが早い固有周期0.5秒以下の短周期の一般構造物に対して,強い破壊力を有すること,そのため1秒前後のやや短周期域(0.5~2秒)に卓越周期をもつ大振幅速度パルスは一般建物に対する破壊能が最大であることが指摘されている(認定事実1⑶イ)。
しかしながら,兵庫県南部地震の大振幅パルスによる大被害は,在来構法の木造住宅が中心であり,枠組壁構法(ツーバイフォー構法)の住宅や高い耐震性を有すると
される壁式RC造建築物の被害は少なく,後者については軽微な被害まで含めても被害率4~5%にとどまっていたところ(認定事実1⑶ア),本件発電所の原子炉建屋
は,壁式RC造建築物である(後記認定事実5⑴イ,証人e25,26,81頁)。加
えて,
原子力発電所の耐震上重要な施設については,
耐震設計上,
静的地震力として,
一般産業施設の場合の水平地震力の3倍の地震力に耐えることが要求されている(認
定事実2⑴イ(エ)。

次に,兵庫県南部地震における構造物の大被害は,震災の帯と呼ばれる細長い地域に集中して発生し,その原因は神戸市地下の段差構造において,盆地端部で発生し水平に伝播するエッジ生成波と直達S波が増幅的に干渉することによって速度パルスが増幅したことにあり,大振幅パルスの発生は,震源域になり得る場所でかつ地盤が
それを増幅するような場所に限定されると考えられており,また,兵庫県南部地震の際,若狭湾周辺の岩盤と表層地盤の観測記録との比較において,岩盤のような堅固な地盤での揺れは表層地盤における揺れの大きさの2分の1から3分の1程度に抑えられていたところ
(認定事実1⑶)本件発電所の原子炉建屋は,

岩盤に直接支持され
ている
(後記認定事実5⑴ア)そして,

被告が行った本件敷地の地盤の地下構造調査

によると(認定事実3⑴)
,直ちに本件敷地が大振幅パルスを生じさせるような地下
構造であるということもできない。
イ東北地方太平洋沖地震における強震動パルスについて
(ア)証人野津の見解
証人野津は,本件において,①東北地方太平洋沖地震の際,女川発電所において,周期2秒程度のパルス波が観測され,これが最大加速度の値が大きくなる原因であったことがKurahashiandIrikura(2013)で明らかにされているところ(甲D194・5頁)
,パルス波は,周期が1~2秒より短くなると,最大加速度は大きくても最大速度が余り大きくならず,周期がこれより長くなると,最大速度は大きくても最大加速度はそこまで大きくならない傾向があるが,周期1~2秒のパルス波は,最大加速度と最大速度の両方の値が大きくなりやすく,構造物にとって危険であり(証人
野津121,
122頁)②女川発電所で観測されたのと同様のパルス波は,,
宮城県内
で広く観測されており,例えば,MYGH12での最大速度が20カイン,MYG013での最大速度が73カイン,仙台市内の七郷中学校ではパルスの振幅がNS成分で114カインに達するなど,地盤条件が大きく影響しているものの,最大速度は全ての地点で第二波群先頭のパルスで決まっており
(甲D194・5~15頁)③茨城


県の観測記録において,
宮城県のものでみられたような直ちにパルスと分かる程の波
形はみられなかったものの,周期0.5~5秒くらいの範囲を取り出して分析すると波形が目立っており,
今回の地震ではパルスを生じるような強い破壊は宮城県沖で生
じたが,
次の地震においてそのような強い破壊が茨城県沖で生じないという保証はなく,
その可能性があると考えるべきである等
(証人野津95,
97~100,
122,

123頁)と述べている。
(イ)①女川発電所におけるパルス波
上記①について検討すると,KurahashiandIrikura(2013)(甲D123)に
おいて,女川発電所の深さ128m(ONG128)の地点で観測された加速度波形及び1秒時間窓での粒子運動図上,97~98秒付近で大きな振幅があり(認定事実
2⑶ウ
(ア),
b)証人野津はこれを指して周期2秒程度のパルス波が到来しており,これがこの地点における最大加速度を決めていることが読み取れるとする(甲D194・14,15頁)

この点,このパルスの周期については,KurahashiandIrikura(2013)の原文(甲D123の1)では直接言及がないところ,原告a116が和訳したもの(甲D123の2・1378頁)においては,訳注として(b)の1秒時間窓での粒子運動図を指して

97-98秒窓に周期1~2秒程度のパルス波がみられ(枠内で1秒の振幅を示していることから)との記載がある。

しかし,
当該1秒時間窓にみられる
振幅は,周期1秒未満のものと考えても矛盾せず,周期1~2秒と特定できるのかは明らかでない。そして,KurahashiandIrikura(2013)の著者である倉橋奨・入倉教授は,別の論文(倉橋・入倉(2017)
)において,KurahashiandIrikura

(2013)
が検討対象としたONG128やMYGH12の加速度波形にみられたパルス波を約0.5秒と短周期のものであるとしていること(認定事実2⑶ウ(ア)b)
,また,ONG128の東北地方太平洋沖地震の観測記録の加速度波形及び速度波形をみても,
その最大加速度と最大速度は,
全周期帯では420ガルと31カイン,
周期1~5秒では66ガルと12カイン,周期1秒以下では386ガル,25カイン
であり,
パルス波は主として周期1秒より短周期の成分によって構成されていたこと(認定事実1⑽ウ(イ)
)に照らすと,東北地方太平洋地震の際,女川発電所で観測さ
れたパルス波は,周期約0.5秒の短周期のものと認めるのが相当であり,これが同観測点の最大加速度を決めていると考えられる。
また,
同観測点の最大加速度は420ガルで最大速度は31カインにとどまること
に照らすと,同観測点のパルスは,構造物に大きな影響を与える大振幅パルスということはできない。
したがって,東北地方太平洋地震の際,女川発電所に周期1~2秒のパルス波が到来しているとも,これがこの地点における最大加速度を決めているともいえず,証人野津の見解は上記の点において前提を欠くものである。

(ウ)②宮城県内におけるパルス波
上記②についてみると,
東北地方太平洋沖地震において最も大きな加速度を示した
MYG004(K-NET築館)の観測記録は,最大加速度2700ガル(3成分合成で2933ガル)
,最大速度105カインであり,大振幅のパルスがみられるもの
の,そのパルスは主として周期0.2~0.3秒のものであった。周期1~5秒の成分だけ取り出すと,
95ガル,
28カインであり
(認定事実1⑽イ
(ア)同
,(イ)
a,
なお,証人野津も,同観測点の観測記録で周期1~5秒の速度波形を示しているが,20カインを若干超える程度である。甲D78(丙D163)
・33頁)
,同観測点に
おける最大加速度及び最大速度が周期1~5秒のパルス波によって決まっていると評価することはできない。そして,同観測点では,その最大加速度及び最大速度が大きかったわりには,地震による被害は大きくはなかった。
(認定事実1⑽イ(イ)a)

また,MYG004については,2008年宮城・岩手内陸地震(M7.2)の際にも周辺地域に比べて大きな最大加速度を示しており,このときから当該地点における地震動特性の特異性が指摘されていたが,東北地方太平洋沖地震の際も大振幅パルスが観測されたことについては,極表層地盤の非線形挙動や崖地形による増幅が要因として指摘されている(認定事実1⑽イ(イ)a)


次に,宮城県内のその他の観測点についてみると,証人野津が挙げるMYGH12は,最大加速度527ガル(NS成分)
,最大速度27カイン(EW成分)であり,そ
のパルスは大振幅といえるようなものではなく,更に周期1~5秒でみると,最大加速度78ガル,最大速度17カインにすぎない(認定事実1⑽イ(イ)d)。
MYG013については,証人野津の論文(甲D80・975頁)や意見書(甲D
194・10頁)において示されている周期1~5秒の速度波形をみても最大速度は60カイン程度にとどまっており,また,証人野津も,MYGH12の最大速度が20カイン(NS成分)であるのに対しMYG013の最大速度が73カイン(NS成分)と大きく異なるのは,同観測点におけるパルスが地盤条件によって増幅されたためであるとしている(甲D80・976頁,甲D194・6頁)


さらに,七郷中学校のCCHG観測点については,周期1秒の大振幅パルスがみられ,最大加速度1148ガル,最大速度142カイン(水平2成分合成)という大加速度かつ大速度波形が観測されたものの,同観測点の強震動については,地表近傍の表層地盤の増幅特性や非線形の影響を受けた局所的なものであるとの指摘や,同観測点は強震時に地盤が非線形化していると推察されることが指摘されている(認定事実1⑽イ(イ)c)

そうすると,東北地方太平洋沖地震の際,宮城県内で観測されたパルス波は,必ずしも証人野津がその危険性を指摘する周期1~2秒程度の成分が卓越するものとはいえないし,また,パルスが大振幅となるには,観測点の地盤条件の影響によるところが大きいと考えられる。このことは,兵庫県南部地震における構造物の大被害は,震災の帯と呼ばれる細長い地域に集中して発生したことからもいえることである。
(エ)③茨城県におけるパルスの有無について
さらに,上記③について検討すると,証人野津は,意見書(甲D194・16頁)において,茨城県でも宮城県でみられたのと類似のパルスが観測されたとして,野津ほか(2012)
(甲D79(丙D164)
)を引用し,東北地方太平洋沖地震の際の
宮城県から茨城県までの5つの観測点における0.2Hz-1Hz(周期1~5秒)
の帯域の速度波形を示して,
1つ又は複数の明瞭なパルスによって特徴付けられてい
るとするところ,茨城県内の観測点として挙げられているIBR007(K-NET那珂湊)
(NS)の速度波形をみると(甲D79(丙D164)
・211頁)
,100秒
から120秒までの間に,小さいながらも複数のパルス状の振幅があるが,その振幅は最大でも15カイン程度にとどまる(丙D199・23頁参照)。

また,本件発電所の北方14.4kmに位置するIBR003(K-NET日立)は,最大加速度の三成分合成値は1845ガルと,K-NET観測点の中で3番目に大きな加速度が得られているところ,表層地盤の地盤増幅特性によって,同観測点の近傍数kmの範囲で局所的に地震動が大きくなったものと考えられている。そして,同観測点の観測記録は,NS成分でも最大加速度は1598ガルと大きいが,最大速
度は66カインにとどまり,また,周期1~5秒でみると,最大加速度39ガル,最大速度11カインにとどまり,同周期の寄与は小さい。
(認定事実1⑽イ(ウ)

ウ小括
前記ア及びイで検討したとおり,東北地方太平洋沖地震の際に女川発電所の観測点で最大加速度を大きくする原因となった周期1~2秒のパルス波が発生した等の原告らの主張は採用することができないし,宮城県内において周期1秒の大振幅パルスが観測されたCCHG観測点はその表層地盤の非線形化等がその原因とされており,周期1~2秒のパルスが一般構造物に脅威となる大振幅パルスとなるには敷地の地盤条件が大きく影響するものといえ,本件発電所の構造や地盤条件を踏まえると,被告が東北地方太平洋沖地震を検討用地震とする基準地震動の策定に当たり,周期1~2秒の強震動パルスの再現が考慮されていないことについて,原子力規制委員会の適
合性判断の過程に直ちに看過し難い過誤,欠落があるということはできない。なお,原告らは,強震動パルスが海溝型巨大地震において普遍的であるとも主張するが,強震動パルスが大振幅パルスとなるには地盤条件が大きく影響すること等に照らすと,上記判断を左右しない。
⑶被告がSPGAモデル又は不均質なSMGAモデルによらず,標準的なSMG
Aモデルにより地震動評価を行ったことについて
アSPGAモデルについて
原告らは,
SPGAモデルを採用することにより東北地方太平洋沖地震でみられた周期1~2秒の大振幅の強震動パルスを再現できるから,同モデルによるべきであると主張するが,上記の強震動パルスの再現が考慮されていないからといって,看過し
難い過誤,欠落があるとはいえないことは,前記⑵において説示したとおりである。かえって,SPGAモデルは,港湾分野を中心として工学上極めて重要性の高い周波帯域は周期1~5秒であるとし,同周波帯域に表れる強震動パルスの再現性に着目して提案されたモデルであるところ(認定事実2⑶ウ(イ)a,同b),原子力発電所
の主要施設の固有周期は0.5秒以下の短周期であること(基準地震動は周期0.0
2秒の加速度で便宜的に表記される。(認定事実2⑴イ(ア))
)に照らすと,原子力発
電所の地震動評価について,SPGAモデルを採用することには疑問がある。また,SPGAモデルについては,
提案者においても経験式の物理的解釈が十分にはできて
いないといった課題があるとしている(認定事実2⑶ウ(イ)b)。
したがって,
被告が東北地方太平洋沖地震を検討用地震とする地震動評価において,SPGAモデルを採用していないことについて,看過し難い過誤,欠落があるということはできない。
イ不均質なSMGAモデルについて
原告らは,
不均質なSMGAモデルを採用することにより東北地方太平洋沖地震でみられた周期1~2秒の大振幅の強震動パルスを再現できるから,同モデルによるべきであると主張するが,
上記の強震動パルスの再現が考慮されていないからといって,

看過し難い過誤,欠落があるとはいえないことは,前記⑵において説示したとおりであるから,原告らの主張は採用することができない。
もっとも,SMGA(アスペリティ)内は不均質なものであるとする見解は,KurahashiandIrikura(2013)の不均質なSMGAモデル以外にもあり(認定事実2⑶ウ(イ)b(d),また,標準的なSMGAモデルの提案に係る論文の中に)

も,SMGA内の不均質性の可能性について触れ,今後の検討課題として指摘するものもある(認定事実2⑶ウ(ア)a)
。しかし,原告らの主張する不均質なSMGAモ
デルによる地震動評価は,証人野津の意見書(甲D194)に基づき,不均質なSMGAモデルの宮城県沖のSMGA3を本件発電所の近傍に置いた上でその中の不均質性を考慮する計算を行うものであるところ,同証人が上記SMGA3を本件発電所
の近傍に置くべきとする根拠は,原子力発電所の基準地震動の策定においては安全側にあらゆるシナリオを考えるべきであるという点にとどまること(甲D194・33頁)に照らすと,そのような前提を採用していないことが,直ちに看過し難い過誤,欠落であるということもできない。
ウ標準的なSMGAモデルについて

被告は,諸井ほか(2013)の知見により,Mw9クラスの巨大プレート間地震に対してもレシピ(標準的なSMGAモデルを採用している。
)が適用できることを
確認した(認定事実2⑶イ,同ウ(ア)a(b)
,同c,同3⑶イ(ア)
)とするとこ
ろ,原告らは,諸井ほか(2013)について,①標準的なSMGAモデルを採用しているため東北地方太平洋沖地震の強震動パルス(波形)を再現できていないこと,②2つの波群のうち1つしか再現できていないこと等を指摘し,レシピの適用性は確認できていないと主張する。
しかし,①について,東北地方太平洋沖地震の強震動パルス(波形)の再現が考慮されていないからといって,看過し難い過誤,欠落があるとはいえないことは,前記⑵において説示したとおりであるから,原告らの主張は採用することができない。次に②について検討すると,レシピにおいて,強震動評価の目的は計算波形を観測
波形に合わせることではないため,この作業に終始することのないよう留意する必要があるとの考え方が示されているとおり(認定事実2⑶イ(イ),そもそも観測記録)
の波形と完全に一致するように再現することが求められるものではない。また,諸井ほか(2013)は,認定事実2⑶ウ(ア)cのとおり,東北地方太平洋沖地震前の先験情報に基づき,レシピによる強震動予測の適用可能性を検証したものであって,
証人野津による同地震の地震動の再現を主な目的とする事後情報を用いた研究とはその目的も手法も異なるから,
求められる再現性の程度もまた自ずから異なるものと
いうべきである。したがって,東北地方太平洋沖地震の観測記録を相当程度再現できることにより,
レシピの強震動予測の手法としての有用性を認めることが直ちに不合理ということはできない。

以上を踏まえて諸井ほか(2013)
(丙D44)について検討すると,まず,強震
動予測において重要な強震動レベルについては,福島地点及び東海地点の応答スペクトルは,全体としてはおおむね観測記録と整合的と評価することができる。なお,観測記録に及んでいない箇所がみられる(特にUD方向。ただし,UD方向は他と比べて地震動のレベル自体が若干低い。
)ものの,全くかけ離れたレベルにあるわけでも

なく,少なくともレシピの有用性を認めること自体が不合理とはいえない。他方で,女川地点については,諸井ほか(2013)は地域性を考慮して短周期レベルを1.4倍することで観測記録との整合性は高まったとするもののなお不足する箇所がみられるのであるが,これも全くかけ離れたレベルにあるわけでもなく,少なくともレシピの有用性を認めること自体が不合理とはいえない。
また,加速度波形については,先験情報に基づく検討という限界があること等に照らすと,加速度波形の波群が十分再現できていないとしても,レシピの有用性を確認したとすることの支障となるとはいい難い。
したがって,被告が諸井ほか(2013)によりレシピの適用性を確認したとすることが不合理とはいえない。
これに対して,証人野津は,諸井ほか(2013)は,沖合側のSMGAが先に破
壊をして,
陸側のSMGAが後から破壊をしたというふうに考えている点が他の研究者による研究と異なり,また,その計算結果では,1つ目の波群しか説明できない旨証言するが(証人野津32,33頁)
,諸井ほか(2013)の上記目的・手法を踏ま
えたものとはいえず,採用することはできない。
以上によれば,被告が,諸井ほか(2013)の知見により,Mw9クラスの巨大
プレート間地震に対してもレシピにより標準的なSMGAモデルが適用できることを確認したとすることは不合理とはいえず,原告らの主張は採用することができない。エ小括
前記アないしウに検討したところによれば,被告が標準的なSMGAモデルを適用して東北地方太平洋沖地震を検討用地震として行った地震動評価に係る原子力規制
委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があるということはできない。7争点3-2-3(断層モデルを用いた手法による地震動評価(不確かさの考慮等)
)について
⑴内陸地殻内地震における不確かさの考慮等
ア地震動審査ガイドについて

原告らは,被告が,短周期レベルを強震動予測レシピの1.5倍とするという不確かさの考慮をした点(認定事実3⑵イ(ウ)
)について,地震動審査ガイドでは,基本
震源モデルの設定の項目中のⅠ.3.3.2⑷①2)において

アスペリティの応力降下量(短周期レベル)については,新潟県中越沖地震を踏まえて設定されていることを確認する。(以下「本件応力降下量確認規定

という。)とされ,その上で次」

の項目Ⅰ.3.3.3で更に不確かさの考慮を行うことが求められていることに反すると主張する。
しかしながら,本件応力降下量確認規定は,基本震源モデルの設定に当たり,逆断層型の内陸地殻内地震である新潟県中越沖地震が同規模の地震から推定される平均的な地震動と比べて大きかったことの要因の一つとして,短周期レベルが平均的なものよりもおよそ1.5倍程度大きかったことがあるという知見が得られていること
(認定事実1⑻)
を踏まえて適切に設定されていることの確認を求めるものと解され,個々の検討用地震の特性如何にかかわらず一律に短周期レベルを1.5倍とすることを求めるものとまでは解されない。そして,認定事実3⑵イ(ア)及び同(ウ)のとおり,塩ノ平地震断層の活動とされている2011年福島県浜通りの地震は,正断層型である上,その短周期レベルは,内陸地殻内地震の平均値や壇ほか(2001)(丙

D33)の地震モーメントと短周期レベルの関係とほぼ同じであることに照らすと,本件応力降下量確認規定から直ちに基本震源モデルにおいて短周期レベルを1.5倍する必要があるとは解されず,被告が,不確かさの考慮として,短周期の地震動に直接影響を与える短周期レベルを基本震源モデルで設定した値の1.5倍とする震源モデルを設定して地震動評価を行ったことが地震動審査ガイドに反するとはいえない。
また,不確かさの考慮が上記の限度にとどまることについて,看過し難い過誤,欠落があるということもできない。
イ補正係数の設定等
原告らは,
内陸地殻内地震の検討用地震が所在する福島県と茨城県の県境付近の応答スペクトル比の傾向や複数のアスペリティの応力降下量が異なる可能性を踏まえ,
南側のアスペリティの応力降下量は,被告の設定値の8倍の補正係数の設定が必要であるなどと主張する。
しかし,認定事実3⑵イ(ウ)のとおり,被告は,検討用地震として選定したF1断層~北方陸域の断層~塩ノ平地震断層による地震の断層モデルを用いた手法による地震動評価において,同地震と同じ発生様式の地震の観測記録が敷地で得られていることから,これを要素地震とした経験的グリーン関数法を適用しているところ,この要素地震には福島県と茨城県との県境付近で発生した地震が含まれており,その地域特性は地震動評価に反映されているといえる。
また,被告は,認定事実3⑵イ(ウ)のとおり,
断層モデルを用いた手法による地震動評価を行うに当たり,その断層パラメータについて,レシピを参照しつつ,内陸の長大断層につき回帰分析を行ったFujiiandmatsu’ura(2000)に示される
震源断層全体の応力降下量の知見,Somervilleetal.(1999)に示されるアスペリティ面積の知見等を用いて算出しており,短周期レベルについては,前記アのとおり,福島県浜通りの地震の短周期レベルは内陸地殻内地震の平均値や壇ほか(2001)
(丙D33)の地震モーメントと短周期レベルの関係とほぼ同じであり特異な値ではないところを,新潟県中越沖地震で得られた震源特性に係る知見の反映とし
て,
短周期の地震動に直接影響を与える応力降下量を基本震源モデルで設定した値の1.5倍とした場合の震源モデルを設定し,これらの震源モデルの設定に際しては,敷地に与える影響が大きくなるようアスペリティ位置や破壊開始点の不確かさをも考慮するなどの不確かさの考慮もしていること
(認定事実3⑵イ
(ウ)に照らすと,

原告らの主張する補正係数の設定をしていないからといって,看過し難い過誤,欠落
があるということはできない。
⑵プレート間地震における不確かさの考慮
原告らは,
SMGAの位置を水平方向で本件敷地に近づけても深度は深くなるため保守的な考慮とはいえないし,プレート間地震の不確かさの考慮として,被告が検討用地震の候補の一つとした鹿島灘で発生した地震の応答スペクトル比の傾向を踏ま
え,平均的応力降下量も平均的値の6~7倍の値とする必要がある,複数のアスペリティの応力降下量を全て同じと想定するのは不合理であるなどと主張する。しかし,SMGAの位置については,その不確かさの考慮により,最大加速度は基本震源モデルの590ガルから662ガルに上がっていることから(認定事実3⑶イ(イ),保守的な考慮がされていないとはいえない。

また,認定事実3⑶イ(イ)のとおり,被告は,
2011年東北地方太平洋沖型地震の基本震源モデルを用いて断層モデルを用いた手法による地震動評価を行う際,
想定した震源域において検討用地震と同じ発生様式の地震の観測記録が敷地で得られていることから,
震源断層の北部と南部の領域のそれぞれについて選定した要素
地震による経験的グリーン関数法を適用して,
地下構造による地震波の伝播特性(伝播経路特性,地盤増幅特性)を地震動評価に反映したが,南部の領域に選定した要素

地震は,鹿島灘付近で発生したプレート間地震であり,その地域特性は地震動評価に反映されているといえる。
また,
認定事実3⑶イ
(ア)
のとおり,
被告は,
SMGAの短周期レベルについて,
レシピを用いるなどし,茨城県沖よりも短周期レベルが大きい傾向を示す宮城県沖・福島県沖を含めた全体の平均に相当する短周期レベルの値を設定して基本震源モデ
ルを設定し,更に,同(イ)のとおり,宮城県沖や福島県沖で発生する地震の短周期レベルをもおおむねカバーできるよう,茨城県沖のSMGAを含む五つのSMGAについて,基本震源モデルの短周期レベルの設定値の1.5倍を不確かさとして考慮しており,その結果,この不確かさを考慮した短周期レベルは,複数の研究者が提案する東北地方太平洋沖地震のSMGAの短周期レベルを上回るものとなっている。
⑶小括
以上の点を踏まえると,断層モデルを用いた手法による地震動評価における不確かさの考慮等に係る原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があ
るということはできない。
8争点3-3(
震源を特定せず策定する地震動
)について

⑴加藤ほか(2004)について
原告らは,被告が加藤ほか(2004)の知見を用いて作成した加藤ほか(2004)による応答スペクトルを,震源を特定せず策定する地震動の候補として選定したことについて,加藤ほか(2004)は,平成16年以前の地震の観測記録に基づくもので,その後,これを超える地震はいくつも観測されていることを理由に基準地震動策定に用いるべきでないと主張する。
しかし,認定事実3⑸アのとおり,加藤ほか(2004)が対象とした9地震のうち,日本国内のものである1997年3月鹿児島県北西部地震(Mw6.1),同年5
月鹿児島県北西部地震(Mw6.0)及び1998年岩手県(内陸)北部地震(Mw5.9)の3地震は,いずれも平成25年6月に制定された地震動審査ガイドが,震源を特定せず策定する地震動
の策定に当たって収集対象の例として挙げる16の地

震(認定事実2⑴ウ(ウ)b(f)の別紙4)に含まれ,同16の地震のうち,上記の3地震より大きな地震は,地震動審査ガイドが全国共通に考慮すべきとするMw6.5未満の地震ではない2008年岩手・宮城内陸地震(Mw6.9)及び2000年鳥取県西部地震(Mw6.6)並びに地盤情報が乏しく基盤地震動の算定が困難な2011年長野県北部地震
(Mw6.2)しかなく(認定事実2⑴エ(ア)
,同3⑸イ)


他方で,加藤ほか(2004)が対象とした9地震には,1966Parkfield及び1984MorganHill(いずれもMw6.2)のように2011年長野県北部地震と同規模の地震も含まれ,加藤ほか(2004)が前提とする地震の規模が,地震動審査ガイドの想定する地震と比較して特に低いということはないことに照らすと,加藤ほか(2004)を用いて検討することが不合理であるということはできない。
⑵震源の規模が推定できない地震(Mw6.5以上)についてア地震動審査ガイドの例示する2地震について
認定事実3⑸イ(ア)のとおり,被告は,2008年岩手・宮城内陸地震及び2000年鳥取県西部地震のいずれにおいても,地質,地質構造,変動地形等の有無,火山の有無,地震地体構造,応力場などの点で本件発電所とは異なるとして,観測記録
収集対象外としている。これに対して,原告らは,地域の特徴が大きく異なるとして地震観測記録を収集対象外とするのは,本件発電所の敷地周辺以外で発生した地震は考慮しなくてよいという考え方につながるもので安全側の考え方ではないと主張する。
しかしながら,そもそも地震動審査ガイドは,認定事実2⑴ウ(ウ)のとおり,地震発生層内の断層幅の飽和に起因して,スケーリング則が遷移する(スケーリング則が不連続となる)地震規模がM₀=7.5×1018Nm(Mw6.5)程度であるとの知見に基づき,この程度の規模より大きい内陸地殻内地震の地震は,地表に何らかの痕跡を残すとの考えから,全国共通に考慮すべき地表地震断層が出現しない可能性がある地震(震源の位置も規模も推定できない地震(Mw6.5未満の地震))と
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震源の規模が推定できない地震(
(Mw6.
5以上の地震)

とを区別しているところ,上記2つの地震は,Mw6.5以上の地震であるから,地震動審査ガイド上は,
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すなわち,,
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)に当たる。そして,地震動審査ガイドⅠ.4.2.1[解説]⑵は,
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ことを踏まえ,観測記録収集対象の地震としては,以下の地震を個別に検討する必要がある。として,①孤立した長さの短い活断層による地震
②活断層の密度が少なく活動度が低いと考えられる地域で発生した地震③上部に軟岩や火山岩,堆積層が厚く分布する地域で発生した地震を挙げている。(認定事実2⑴ウ(ウ)

このように,地震動審査ガイドも,震源の規模が推定できない地震(Mw6.5以上)については,全国共通に考慮すべきとする震源の位置も規模も推定できない地震
(Mw6.5未満)とは異なって,活断層や地質体などの地域差を考慮するとしているものと解されるところ,被告は,上記2つの地震について,その震源近傍の地質・地質構造等を本件敷地の地質・地質構造等の調査結果と比較検討し,本件敷地と地域性が大きく異なることから収集対象外としたこと(認定事実3⑸イ(ア))に照らす
と,
上記2つの地震を収集対象外としたことは地震動審査ガイドを踏まえたものであるといえる。
イ北海道胆振地震について
認定事実3⑻イのとおり,
平成30年9月6日に北海道胆振東部地震
(Mw6.
6,
深さ約37km)が発生し,HKD127(K-NET追分)において,南北成分1004ガル,東西成分904ガル,上下成分1591ガルの3成分合成1796ガルという強い揺れが観測された。

原告らは,上記地震はMw6.5以上であって,地震動審査ガイドによれば地表付近に一部の痕跡が確認された地震に該当するにもかかわらず,断層破壊領域が地震発生層の内部に留まっているから,地震動審査ガイドの内容に修正を迫るものである旨主張するが,上記アのとおり,地震動審査ガイドも,スケーリング則が遷移する(スケーリング則が不連続となる)地震規模がM₀=7.5×1018Nm(Mw6.
5)程度であるとの知見に基づきMw6.5を一つの基準としていたにすぎず,原子力規制委員会の平成25年3月22日段階の震源を特定せず策定する地震動についての検討結果においても,Mw6.5相当以上の地震でも,地表で地震断層が認めにくい地震や地震規模に比べて著しく短い断層長しか特定できない地震が存在することを前提に,地域的な特徴を踏まえて,対象となる地震の検討が必要とされていた
こと(認定事実2⑴ウ(ウ)c)震源を特定せず策定する地震動の見直しの議論,
においても,
地表地震断層が出現しない可能性のある地震
は,
現在の地震動審査ガ
イドのMw6.5未満から推定誤差等を考慮して,
Mw6.5程度未満と変更
することとされている(同2⑴エ(ウ)
)にとどまることからすれば,Mw6.6の北
海道胆振地震によって上記の考え方が根本的に誤っているなどということにはなら
ないものと考えられる。そうすると,直ちに地震動審査ガイドが不合理であるということはできないし,また,北海道胆振東部地震を考慮していないことについて,看過し難い過誤,欠落があるということもできない。
⑶震源の位置も規模も推定できない地震(Mw6.5未満)についてア地震動審査ガイドの例示する地震について
原告らは,地震動審査ガイドは,少なくとも例示した16地震については,十分な検討をすることを求めていると主張し,被告が,地震動審査ガイドが震源を特定せず策定する地震動策定に際して観測記録収集対象として例示する14地震のうち,2011年茨城県北部地震,2013年栃木県北部地震,2011年和歌山県北部地震及び2011年長野県北部地震の観測記録について,今後の調査検討が必要であるとして収集対象とせず,また,留萌支庁南部地震を除く残り9地震は加藤ほか(2004)による応答スペクトルを超えないとして収集対象としていないことが,地震動審査ガイドに反すると主張する。
しかし,
地震動審査ガイドにおいて,
16地震が,
収集対象となる内陸地殻内地震の例とされていること(認定事実2⑴ウ(ウ)b)からも明らかなように,16地震はあくまで例示であって,要件ではない。

また,2013年栃木県北部地震,2011年和歌山県北部地震,2011年茨城県北部地震及び2011年長野県北部地震の4地震については,認定事実2⑴エのとおり,精度の高い地盤モデルを作成するためには,物理モデルによるサイト特性評価に必要な数値解析手法の開発,数値解析に必要な地盤定数の測定,収集,モデルの更正に必要な観測記録の収集・分析の三つの作業が一体として求められるなど,技術的
に容易なものではなく,電力事業者全体の取組みにもかかわらず,各観測地点の地盤物性の評価等に時間を要し,基盤地震動の評価に至っていない状況にあり,こうした状況を踏まえ,
原子力規制委員会は,
平成29年11月,
震源を特定せず策定する地震動
(Mw6.5未満の地震)についての検討チーム(特定せずの地震動検討チーム)を設け,同検討チームにより検討が進められ,その結果が全国共通に考慮すべき『震源を特定せず策定する地震動』に関する検討報告書として取りまとめられるに至っている。
以上のとおり,上記4地震については,基盤地震動の評価にまだ至っておらず,これに代替する地震動の策定方法の検討結果を踏まえた地震動審査ガイド等の改正が今後行われることが予定されている状況にあることに照らすと,上記4地震を収集記録の対象外としたことが看過し難い過誤,欠落であるということはできない。また,地震動審査ガイドの例示するMw6.5未満の14地震のうち,上記4地震及び留萌支庁南部地震以外のものについては,被告において,加藤ほか(2004)による応答スペクトルとの比較において本件敷地への影響が大きいとは判断されなかった(認定事実3⑸イ(イ)
)というのであり,敷地への影響をみて収集する記録を
選別することが不合理とはいえず,敷地への影響に係る当該判断が誤りであることを
認めるに足りる証拠はない。そうすると,これらの地震を収集記録の対象外としたことについて,看過し難い過誤,欠落があるということはできない。なお,原告らは,地震動審査ガイドはMw6.5未満の地震は事前に分かっていない直下の断層で起こる可能性があるとしているから,Mw5.7の地震でしかない留萌支庁南部地震を超える地震が本件発電所の敷地直下の隠れた断層で発生する可能
性を想定する必要があるのに,被告はそのような検討をしておらず,地震動審査ガイドに反する不十分なものであると主張する。しかし,地震動審査ガイドは,認定事実2⑴ウ
(ウ)
のとおり,
震源と活断層を関連付けることが困難な過去の内陸地殻内の地震を検討対象地震として適切に選定(Ⅰ.4.2.1⑴)することを求め,
震源の位置も規模も推定できない地震については,
震源近傍において強震動が観測された地震を対象とする
(Ⅰ.4.2.1〔解説〕⑴)ものとし,Mw5.0~6.2の14地震を収集対象として例示しているのであるから
(Ⅰ.2.〔解説〕,
4.1
⑶)
必ずしもMw6.
5程度の地震の観測記録を収集対象としなければならないものではなく,地震動審査ガイド違反があるということはできない
したがって,被告において,地震動審査ガイドがMw6.5未満の地震として例示
する14地震から留萌支庁南部地震以外の地震を収集対象の観測記録から除外したことについて,看過し難い過誤,欠落があるということはできない。イ留萌支庁南部地震の評価
原告らは,被告が検討した留萌支庁南部地震についても,観測点が異なれば更に大きな地震動が観測された可能性が高いとして,少なくとも当該地震で発生した可能性のある最大の地震動程度は想定する必要があり,観測点でたまたま観測された地震動に若干上乗せする程度の不確かさの考慮では不十分であると主張する。しかし,そもそも原告らの主張する,
当該地震で発生した可能性のある最大の地震動
の内容及びこれを考慮する手法が不明であることに加え,
地震動審査ガイドは,
認定事実2⑴ウ(ウ)のとおり,検討対象地震について,地震時に得られた震源近傍における観測記録を適切かつ十分に収集していることを確認する(Ⅰ.4.2.1

⑴)こととして震源近傍の観測記録を用いることを前提としており,被告が,認定事実3⑸イ(イ)のとおり,留萌支庁南部地震の震源近傍(震央距離で8.6km)のHKD020(K-NET港町)の地表の観測記録を用いて検討したことが不合理であるとはいえない(なお,認定事実2⑴エ(ウ)のとおり,検討チーム報告書においては,震央距離10km以内の記録のみを用いることが望ましいとしつつも,これに
該当する記録数が少ないことから,震央距離30km以内で収集した観測記録を半径10km程度の震源近傍の領域内で観測されたものと想定して統計処理上のデータ数を確保するために,はぎとり波の応答スペクトルに震源距離補正を施すこと(震源距離補正)が議論されており,上記のとおり震央距離8.6kmの留萌支庁南部地震の際のHKD020の観測記録を用いることは,上記の議論に照らしても不合理なも
のとはいえない。。また,不確かさの考慮が不十分であると断ずるだけの具体的根拠)
もなく,留萌支庁南部地震の評価について,看過し難い過誤,欠落があるということはできない。
⑷地震動審査ガイドの見直しの議論について
原告らは,
検討チーム報告書の提案する標準応答スペクトルが,
非超過確率は97.

7%(平均+2σ)のスペクトルに基づいて設定することとされていること(認定事実2⑴エ(エ)
)について,原発事故の被害の甚大性に鑑みれば,最低限,現に発生した地震動は全て完全に包絡した地震動を策定すべきとしつつも,少なくともこれまでの震源を特定せず策定する地震動は不十分であったことが明らかになったと主張する。
しかし,認定事実2⑴エ(エ)のとおり,原子力規制委員会は,原子力規制庁の報告を踏まえ,
標準応答スペクトルと留萌支庁南部地震の応答スペクトルには大きな差はなく,
これまでの留萌支庁南部地震を基にした基準地震動を用いた審査を否定するものではないという前提の下,今後の震源を特定せず策定する地震動の審査について,標準応答スペクトルによる評価のみで行うのか,標準応答スペクトルによる評価に加えて留萌支庁南部地震による評価を併せて求めるのかを協議し,双方の手法の

違いの観点から後者の方法を選択するものとしている。
したがって,現在,導入に向けた検討が進められている標準応答スペクトルによる評価は,留萌支庁南部地震による評価と大きく異なるものとはされておらず,標準応答スペクトルの導入によって,留萌支庁南部地震による評価を用いた本件発電所の震源を特定せず策定する地震動の評価が直ちに不合理となるものとはいえないか
ら,これと前提を異にする原告らの上記主張は採用することができない。⑸鉄道構造物との比較
原告らは,
鉄道標準における
簡易な手法
による標準L2地震動
(スペクトルⅡ)
及び短周期成分の卓越したL2地震動を挙げて,本件発電所の震源を特定せず策定する地震動の評価が不十分である旨の主張をする。
確かに,鉄道標準における簡易な手法によるL2地震動は,当該敷地における詳細な調査ないし検討とは別に全国一律に考慮すべき地震動である点では,原子力発電所において採用されている震源を特定せず策定する地震動の評価手法と類似しているということができる。
しかし,認定事実2⑷アのとおり,鉄道標準におけるL2地震動は,活断層の調査
及び対象地震の選定に基づき,
震源となる活断層と建設地点を特定して設定する方法
を原則とし,詳細な検討を必要としない例外的な場合(Mw7.0よりも大きな震源域が近傍に確認される場合及び耐震設計上の基盤面より深い地盤の影響によって地震動の著しい増幅が想定される場合のいずれにも該当しない場合)に,簡易な手法により策定することが認められるものであり,この簡易な手法は,地点毎に個別に地震動を設定する作業量等を勘案し,簡易にL2地震動を設定可能な標準地震動を用意したものと説明されている。すなわち,鉄道構造物については,全国様々な場所で数多く設置されるものであり,
一律に詳細な検討を求めることは経済合理性に反すること
から,
詳細な検討が省略できる例外的な場合に,
簡易な手法
による評価で足りるも
のとされているといえる。
これに対し,原子力発電所は,限られた特定の地点に立地し,耐震設計上重要な機
能を担う施設が安全確保の対象として明確であることなどから,敷地及びその周辺について,詳細な活断層等に関する各種調査を実施することが前提となっており,内陸地殻内地震については,その調査結果等を踏まえた敷地ごとに震源を特定して策定する地震動と,調査を行ってもなお敷地近傍において発生する可能性のある内陸地殻内の地震の全てを事前に評価し得るとはいい切れないことから,全ての敷地におい
て共通的に考慮すべき地震動として震源を特定せず策定する地震動の双方を考慮することによって,
敷地で発生する可能性のある地震動全体を考慮した地震動として
の基準地震動が策定されるとの体系が採用されている(認定事実2⑴イ,同ウ)。
したがって,鉄道標準において,詳細な調査・検討に代わるものとして認められる簡易な手法によるL2地震動と,原子力発電所における,詳細な調査・検討を行
う敷地ごとに震源を特定して策定する地震動とともに相補的に考慮される震源を特定せず策定する地震動は,その体系を大きく異にし,その一部のみを取り出して比較することが適切とはいえないから,鉄道標準と比較して震源を特定せず策定する地震動における地震観測記録の収集等を論難する原告らの主張を採用することはできない。

したがって,
鉄道標準と比較をして本件発電所の
震源を特定せず策定する地震動
の評価が不十分であるとする原告らの主張は,採用することができない。⑹湾岸構造物との比較
原告らは,
野津意見書
(甲D194・33~35頁)を引用して,HKD021(K
-NET留萌)直下で求めた港湾施設技術基準のM6.5の直下地震の地震動と比較して被告による
震源を特定せず策定する地震動
の評価は不十分であると主張する。
しかし,
そもそも,
被告は,
留萌支庁南部地震の検討に当たって,
HKD020
(K
-NET港町)の観測記録を使用しており(認定事実3⑸イ(イ),HKD021の)
観測記録を用いたことを前提とする上記野津意見書の見解は,その前提に誤りがある。また,認定事実2⑷イのとおり,港湾施設技術基準においてレベル2地震動において想定する地震の一つであるM6.5の直下地震について,その地震動のレベルは,
当該地点のサイト特性,特に短周期側のサイト増幅特性が大きければ,最大加速度が大きく異なることは証人野津も認めている(証人野津105頁)ところ,経験的サイト増幅特性は,短周期側で,HKD021が約40倍,HKD020が約50~60倍となっており(認定事実2⑷イ)
,常陸那珂―Uの短周期側の増幅率が3~4倍程
度と比べて大きく異なる。そうすると,港湾施設技術基準中のM6.5の直下地震の
地震動は,
そのレベルが評価地点のサイト増幅特性によって大きく異なるにもかかわらず,
本件発電所付近とはサイト増幅特性が大きく異なるHKD021でこれを求めて,本件発電所における震源を特定せず策定する地震動と比較することは適切であるとはいえない。
したがって,HKD021で求めた港湾施設技術基準中のM6.5の直下地震の地
震動と比較して被告の震源を特定せず策定する地震動が不十分とする野津意見書は,その前提に誤りがある上,本件発電所付近とHKD021とではサイト増幅特性が大きく異なる点を看過したものであるといわざるを得ず,採用することができない。⑺小括
以上によれば,
震源を特定せず策定する地震動の評価に係る新規制基準に不合理な
点があるとは認められず,また,原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があるとも認められない。
9争点3(基準地震動の策定)についての総括
以上によれば,原子力規制委員会は,被告が策定した本件発電所の基準地震動が,設置許可基準規則4条及び同解釈別記2の規定に適合するものであると判断しているところ
(認定事実3⑺)前記4ないし8において検討したとおり,,
基準地震動策定
に係る新規制基準に不合理な点があるとは認められず,また,基準地震動策定に係る原子力規制委員会の適合性判断の過程に看過し難い過誤,欠落があるとも認められない。
第4争点4(地震に対する安全確保対策(耐震安全性)
)について
1認定事実4(耐震安全性に係る規制の内容等)

掲記の証拠及び弁論の全趣旨によれば,原子力発電所の耐震安全性に係る規制の内容等は,以下のとおり認められる。
⑴新規制基準以前における耐震設計について
ア本件発電所建設当時
(ア)昭和45年安全設計審査指針

本件発電所の原子炉設置許可処分がされた昭和47年当時,審査指針類の一つとされていた昭和45年安全設計審査指針は,耐震設計について,地震による機能喪失や破損を起こした場合の安全上の影響を考慮し,重要度により適切に耐震設計上の区分がされ,それぞれの重要度に応じた適切な設計であることを要求していた(乙Bイ10)


(イ)本件発電所の建設当時の耐震設計
被告は,地震時又は地震後の放射線障害から公衆を保護するため,JEAG4601-1970等に基づき,以下に示す原則に従って本件発電所の耐震設計を行った(乙C2・8-1-⑵,⑶頁,弁論の全趣旨)。①建屋,構築物,機器・配管系は原則として剛構造にする。剛構造とは,建物・
構築物及び機器・配管系が外力を受けた場合,
外力の大きさ,
建物・構築物及び機器・
配管の構造,材質等に応じて曲がり,ねじれなどの変形を起こすが,この変形の程度が小さいもの,すなわち変形を起こしにくい構造をいう。
②地震に対する安全を確保するため,
原子炉建屋のように重要な建屋,
構築物は,
直接岩盤(砂質泥岩から成る久米層)上に設置する。
③全ての建屋,構築物,機器・配管系は,地震に対する本件発電所の安全を考慮した重要度に応じて分類し(重要度順にA,B,Cの3クラス),それぞれの重要度に応じた耐震設計を行う。
④重要な建屋,構築物,機器・配管系は,基盤(標高-17m)における最大加速度180ガルの地震動(認定事実1⑴参照)に対して動的解析によって設計する。この場合,設計地震力は,建築基準法に示された震度の3倍の震度から定まる静的地
震力を下回らないようにする。(なお,地震力とは,地震動により建物・構築物及び機器・配管系に作用する力をいい,地震力には,基準地震動を用いた地震応答解析により求める動的地震力と,建物重量に係数を乗じて求める静的地震力がある。これらのうち,静的地震力は,耐震設計を簡便に行うために,本来は動的な交番荷重(周期的に大きさが正負に繰り返し作用する荷重)である地震力を,水平方向又は鉛直方向
に作用する,時間が経過しても変化しない一定の力に置き換えたものである。)
⑤格納容器並びに制御棒及び制御棒駆動機構等に対しては,上記④の地震動の最大加速度180ガルの1.5倍に相当する270ガルの地震動(認定事実1⑴参照)に対して動的解析を行い格納容器の機能が保持され,かつ安全に原子炉の停止ができることを確認する。

原子炉安全専門審査会による本件発電所の原子炉設置許可申請の審査(前提事実2)
においては,昭和45年安全設計審査指針が参照され,本件発電所の耐震設計はこれに適合すると判断された(乙C10,乙C15・10~14頁,丙C7)。
イ旧耐震設計審査指針当時
(ア)旧耐震設計審査指針の内容

旧耐震設計審査指針においては,
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ことが基本方針とされ
(認定事実1⑵)原子力発電所の耐震設計の基本

方針として,施設の重要度に応じて設計する,原子炉建屋は剛構造とする,原子炉建屋などの重要な施設は建築基準法で定める地震力の3倍とするものとした(甲G64(丙Bア25)
・226頁)
。なお,旧耐震設計審査指針における耐震設
計上の重要度分類は,
地震により発生する可能性のある放射線による環境への影響の
観点から,A,B,Cの3クラスに分類し,更にAクラスのうち特に重要な施設をAsクラスとするものであった(丙D14・44頁)。
そして,Aクラスの施設は,設計用最強地震(基準地震動S1)による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に耐えることが求められ,更に,Asクラス
の施設は,設計用限界地震(基準地震動S2)による地震力に対してその安全機能が保持できることが求められていた(丙D77・3頁)

(イ)本件発電所のバックチェック後の耐震設計
被告は,平成7年2月,本件発電所について,旧耐震設計審査指針に対するバックチェックを行い,基準地震動S1(最大加速度180ガル)及びS2(最大加速度38
0ガル)を策定した(認定事実1⑷)

その上で,被告は,耐震安全性の確認を,旧耐震設計審査指針の重要度分類等に基づき,地震に対して安全上重要となる建物・構築物及び機器・配管の各施設について行った。その際には,上記基準地震動を基に地震力を算出するとともに,各施設に作用する地震力を設定し,
この地震力と運転時に作用する荷重等とを組み合わせた応力

解析を行う等して,耐震安全性を確認し,その結果,本件発電所の安全上重要な施設について,
旧耐震設計審査指針に照らして耐震安全性が確保されていることを確認した。(弁論の全趣旨)
ウ新耐震設計審査指針当時
(ア)新耐震設計審査指針の内容(乙Bイ1)

新耐震設計審査指針は,
基本方針として,
耐震設計上重要な施設は,敷地周辺の地質・地質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による地震力に対して,その安全機能が損なわれることがないように設計されなければならない。さらに,施設は,地震により発生する可能性のある環境への放射線による影響の観点からなされる耐震設計上の区分ごとに,適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられるように設計されなければならない。としていた(認定事実1⑹)。
新耐震設計審査指針においては,
基準地震動をS1とS2の2種類からSsへと一本
化した(認定事実1⑹)ほか,耐震設計上の重要度分類についても,想定される基準地震動を上回る強さの地震動が発生する可能性を否定できないとして,残余のリスクを合理的に実行可能な限り小さくするという観点から一部改めることとされ,旧耐震設計審査指針におけるAクラス全体がAsクラスと同等の扱いに格上げされ,これに伴い,
旧耐震設計審査指針との混同を避けるためAクラス全体の呼称がSクラスへと変更された(乙Bイ1・2~4頁,丙D14・44,45頁)。
さらに,
新耐震設計審査指針においては,
弾性設計用地震動Sdが新たに加えられ,

Sクラスの各施設は,
基準地震動Ssによる地震力に対してその安全機能が保持でき
ることに加え,
弾性設計用地震動Sdによる地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に耐えることが要求されることとなった(乙Bイ1・7頁,丙D14・47頁)耐震設計の考え方においては,

基準地震動Ssによる地震力に対して,
耐震安
全上重要な施設の安全機能が保持されることが基本であり,この基準地震動Ssに対
する施設の安全機能の保持をより高い精度で確認するため,工学的な観点から基準地震動Ssと密接に関連付けられる弾性設計用地震動Sdが併せて設定されることとなった。上記の地震力に耐えるとは,ある地震力に対し施設全体としておおむね弾性範囲の設計がなされるということを意味する。この弾性設計用地震動Sdは,施設若しくはその構成単位ごとに安全機能限界と弾性限界に対する入力荷重の比率を
考慮して,工学的判断から求められる係数を基準地震動Ssに乗じて設定されるが,弾性設計用地震動Sdと基準地震動Ssの応答スペクトル比率(Sd/Ss)は,弾性設計用地震動Sdに求められる性格上,ある程度以上の大きさであるべきであり,目安として0.5を下回らないような値で求めることが望ましいとされる。弾性設計用地震動を用いるのは,
施設が全体的にこれによる地震力に対しておおむね弾性限界
状態に留まることを把握することによって,基準地震動Ssによる地震力に対する施設の安全機能保持の把握を確実なものとするためであり,これは旧耐震設計審査指針における基準地震動S1が耐震設計上果たしてきた役割の一部を担うものとされている。
(乙Bイ1・9,10頁)
(イ)本件発電所のバックチェック後の耐震設計
被告は,新耐震設計審査指針のバックチェックにおいて,以下の方針により本件発
電所の耐震安全性を評価した(甲D76・27~40頁)

a建物・構築物の耐震安全性の評価
被告は,建物・構築物の耐震安全性評価に当たり,原子炉建屋を評価対象施設として,地震応答解析モデルを構築し,基準地震動SSを用いて地震応答解析を行い,耐震壁の最大応答せん断ひずみがJEAC4601-2008
(丙Bア29112頁)


で規定されている評価基準値(2.0×10-3)を超えないことを確認した。原子力安全・保安院も,上記耐震安全性評価を妥当なものと判断し,基準地震動Ssに対して原子炉建屋の耐震安全性は確保されているものと判断した。b機器・配管系の耐震安全性の評価
被告は,機器・配管系の耐震安全性の評価に当たり,Sクラスの施設のうち7設備
(圧力容器,格納容器,制御棒等)を評価対象施設として,基準地震動SSによる地震力と地震以外の荷重を組み合わせた構造強度評価を実施し,JEAG4601-1984等に定める評価基準値を超えないことを確認するととも,制御棒について,基準地震動Ssによる燃料集合体の相対変位を求め,試験により挿入性が確認された相対変位(約80mm)以下であることを確認した。

原子力安全・保安院も,上記耐震安全性評価を妥当なものと判断し,基準地震動Ssに対して機器・配管系の主要な設備の耐震安全性は確保されているものと判断した。
⑵新規制基準における耐震設計規制(原子炉設置(変更)許可段階)ア設計基準対象施設について(甲Bア5,丙Bア9)
(ア)意義
設計基準対象施設とは,発電用原子炉施設のうち,運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の発生を防止し,又はこれらの拡大を防止するために必要となるものをいう(設置許可基準規則2条2項7号)

(イ)弾性設計
設計基準対象施設は,
地震力に十分に耐えることができるものでなければならない

(設置許可基準規則4条1項,認定事実2⑴ア)

設置許可基準規則4条1項にいう地震力に十分に耐えるとは,ある地震力に対して施設全体としておおむね弾性範囲の設計がなされることをいう。この場合,上記の弾性範囲の設計とは,施設を弾性体とみなして応力解析を行い,施設各部の応力を許容限界以下に留めることをいう。また,この場合,上記の許容限界とは,
必ずしも厳密な弾性限界ではなく,局部的に弾性限界を超える場合を容認しつつも施設全体としておおむね弾性範囲に留まり得ることをいう。
(設置許可基準規則解釈別
記2・1項)
弾性範囲とは,物体が外部から力を受けた場合に,その外力の大きさが一定の範囲であれば,その大きさに比例した変形(歪み)が一時的に生じるものの,外力が
消滅すれば元の形状に戻り,歪みが残らない範囲のことをいい,逆に,元の形状に戻らなくなる範囲を塑性域という。例えば,構造材の一つである鉄筋を両側から引っ張ったとき,①ある程度の応力までは変形せず弾性域に留まるが,②更に応力がかかり降伏点(Sy)を超えると弾性範囲に留まらず塑性域に入る。そして,③更に大きい応力が加われば徐々に変形が進み,④最大応力値(Su)に達し,最終的に破断
する。建物・構築物は,地震時にも機器・配管を支える役割(支持機能)を担っており,
弾性設計に用いる地震力に対し鉄筋又は鉄骨が①の弾性範囲に留まるように設計することで,
より大きい地震力に対しても構築物に求められる支持機能が維持される。(甲G64(丙Bア25)
・275,276頁)
(ウ)耐震重要度分類
設置許可基準規則4条2項に規定する地震の発生によって生ずるおそれがある設計基準対象施設の安全機能の喪失に起因する放射線による公衆への影響の程度とは,地震により発生するおそれがある設計基準対象施設の安全機能の喪失(地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。)及
びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から,各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度(以下耐震重要度という。
)をいう。設計基準対

象施設は,耐震重要度に応じて,以下のクラス(以下耐震重要度分類という。)に
分類するものとする。
(設置許可基準規則解釈別記2・2項)
aSクラス(同1号)
地震により発生するおそれがある事象に対して,原子炉を停止し,炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設,自ら放射性物質を内蔵している施設,当該施設に直接
関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設,これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し,放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって,その影響が大きいものをい
い,少なくとも次の施設はSクラスとすること。
・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系
・使用済燃料を貯蔵するための施設

原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設及び原子炉の停止状態を維持するための施設

・原子炉停止後,炉心から崩壊熱を除去するための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後,炉心から崩壊熱を除去するための施設・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に,圧力障壁となり放射性物質の放散を直接防ぐための施設
・放射性物質の放出を伴うような事故の際に,その外部放散を抑制するための施設であり,上記の放射性物質の放散を直接防ぐための施設以外の施設・津波防護機能を有する設備(以下津波防護施設という。
)及び浸水防止機能を
有する設備(以下浸水防止設備という。

・敷地における津波監視機能を有する施設(以下津波監視設備という。)
bBクラス(同2号)
安全機能を有する施設のうち,機能喪失した場合の影響がSクラス施設と比べ小さ
い施設をいい,例えば,次の施設が挙げられる。
・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて,一次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施設

放射性廃棄物を内蔵している施設
(ただし,
内蔵量が少ない又は貯蔵方式により,
その破損により公衆に与える放射線の影響が実用炉規則2条2項6号に規定する周辺監視区域外における年間の線量限度に比べ十分小さいものは除く。)
・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で,その破損により,公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設
・使用済燃料を冷却するための施設
・放射性物質の放出を伴うような場合に,その外部放散を抑制するための施設で,
Sクラスに属さない施設
cCクラス(同3号)
Sクラスに属する施設及びBクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設をいう。
(エ)耐震重要度に応じた耐震設計

設置許可基準規則4条1項に規定する地震力に十分に耐えることを満たすために,耐震重要度分類の各クラスに属する設計基準対象施設の耐震設計に当たっては,以下の方針によること(設置許可基準規則解釈別記2・3項)

a
Sクラス(津波防護施設,浸水防止設備及び津波監視設備を除く。(同1号))


弾性設計用地震動による地震力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に留まる範囲で耐えること。
・建物・構築物については,常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と,弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,
建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。
・機器・配管系については,通常運転時,運転時の異常な過渡変化時及び事故時に
生じるそれぞれの荷重と,
弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わ
せた荷重条件に対して,
応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。
なお,
運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重については,地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても,いったん事故が発生した場合,長時間継続す
る事象による荷重は,その事故事象の発生確率,継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ,適切な地震力と組み合わせて考慮すること。
bBクラス(同2号)
・静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。また,共振のおそれのある施設については,その影響についての検討を行うこと。その場合,検討
に用いる地震動は,弾性設計用地震動に2分の1を乗じたものとすること。・建物・構築物については,常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。・機器・配管系については,通常運転時,運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的
地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。
cCクラス(同3号)
・静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。・建物・構築物については,常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。・機器・配管系については,通常運転時,運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。
(オ)地震力の算定

設置許可基準規則4条2項に規定する地震力の算定に当たっては,以下に示す方法によること。
(設置許可基準規則解釈別記2・4項)
a弾性設計用地震動による地震力(同1号)
・弾性設計用地震動は,基準地震動との応答スペクトルの比率の値が,目安として0.5を下回らないような値で,工学的判断に基づいて設定すること。
・弾性設計用地震動による地震力は,水平2方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定すること。なお,建物・構築物と地盤との相互作用,埋込み効果及び周辺地盤の非線形性について,必要に応じて考慮すること。・地震力の算定に当たっては,地震応答解析手法の適用性及び適用限界等を考慮の上,適切な解析法を選定するとともに,十分な調査に基づく適切な解析条件を設定す
ること。
・地震力の算定過程において建物・構築物の設置位置等で評価される入力地震動については,解放基盤表面からの地震波の伝播特性を適切に考慮するとともに,必要に応じて地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮すること。また,敷地における観測記録に基づくとともに,最新の科学的・技術的知見を踏まえて,その妥当性が示
されていること。
b静的地震力(同2号)
①建物・構築物
・水平地震力は,地震層せん断力係数Ciに,次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じ,さらに当該層以上の重量を乗じて算定すること。Sクラス3.0
Bクラス1.5
Cクラス1.0
ここで,
地震層せん断力係数Ciは,
標準せん断力係数Coを0.
2以上とし,
建物・
構築物の振動特性及び地盤の種類等を考慮して求められる値とすること。・また,建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力を上回ることの確認が必
要であり,必要保有水平耐力の算定においては,地震層せん断力係数Ciに乗じる施設の耐震重要度分類に応じた係数は,耐重要度分類の各クラスともに1.0とし,その際に用いる標準せん断力係数Coは1.0以上とすること。この際,施設の重要度に応じた妥当な安全余裕を有していること。
・Sクラスの施設については,水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合
せで作用するものとすること。鉛直地震力は,震度0.3以上を基準とし,建物・構築物の振動特性及び地盤の種類等を考慮して求めた鉛直震度より算定すること。ただし,鉛直震度は高さ方向に一定とすること。
②機器・配管系
・耐震重要度分類の各クラスの地震力は,上記①に示す地震層せん断力係数Ciに
施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度とし,当該水平震度及び上記①の鉛直震度をそれぞれ20%増しとした震度より求めること。・なお,水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用させること。ただし,鉛直震度は高さ方向に一定とすること。
なお,上記①及び②において標準せん断力係数Co等を0.2以上としたことにつ
いては,発電用原子炉設置者に対し,個別の建物・構築物,機器・配管系の設計において,それぞれの重要度を適切に評価し,それぞれに対し適切な値を用いることにより,耐震性の高い施設の建設等を促すことを目的としている。耐震性向上の観点からどの施設に対してどの程度の割増し係数を用いれば良いかについては,設計又は建設に関わる者が一般産業施設及び公共施設等の耐震基準との関係を考慮して設定すること。
イ耐震重要施設について(甲Bア5,丙Bア9)
(ア)意義
耐震重要施設とは,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をいう(設置許可基準規則3条1項)


(イ)安全機能維持設計
耐震重要施設は,基準地震動による地震力(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)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(設置許可基準規則4条3項)


設置許可基準規則4条3項にいう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ことを満たすために,基準地震動に対する設計基準対象施設の設計に当たっては,以下の方針によることが要求される(設置許可基準規則解釈別記2・6項。なお,弾性設計と機能維持設計の考え方については,別紙12のとおりに整理できる。。


a耐震重要施設のうち,後記b以外のもの
・基準地震動による地震力に対して,その安全機能が保持できること。・建物・構築物については,常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組合せに対して,当該建物・構築物が構造物全体としての変形能力(終局耐力時の変形)について十分な余裕を有し,建物・構築物の終局耐力
に対し妥当な安全余裕を有していること。
・機器・配管系については,通常運転時,運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件に対して,その施設に要求される機能を保持すること。なお,上記により求められる荷重により塑性ひずみが生じる場合であっても,その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し,その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。また,動的機器等については,基準地震動による応答に対して,その設備に要求される機能を保持すること。具体的には,実証試験等により確認されている機能維持加速度等を許容限界とすること。
なお,上記の運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重については,
地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び
地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても,いったん事故が発生した場合,長時間継続する事象による荷重は,その事故事象の発生確率,継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ,適切な地震力と組み合わせて考慮すること。b津波防護施設,
浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置され
た建物・構築物


基準地震動による地震力に対して,
それぞれの施設及び設備に要求される機能
(津
波防護機能,浸水防止機能及び津波監視機能をいう。
)が保持できること。
・津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物は,常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力の組合せに対して,当該施設及び建物・構築物が構造全体として変形能力(終局耐力時の変形)について十分な
余裕を有するとともに,
その施設に要求される機能
(津波防護機能及び浸水防止機能)
を保持すること。
・浸水防止設備及び津波監視設備は,常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重等と基準地震動による地震力の組合せに対して,その設備に要求される機能(浸水防止機能及び津波監視機能)を保持すること。

・これらの荷重組合せに関しては,地震と津波が同時に作用する可能性について検討し,
必要に応じて基準地震動による地震力と津波による荷重の組合せを考慮すること。
なお,上記の終局耐力とは,構造物に対する荷重を漸次増大した際,構造物の変形又は歪みが著しく増加する状態を構造物の終局状態と考え,この状態に至る限界の最大荷重負荷をいう。
また,耐震重要施設が,耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって,その安全機能を損なわないように設計すること。この波及的影響の評価に当たっては,敷地全体を俯瞰した調査・検討の内容等を含めて,事象選定及び影響評価の結果の妥当性を示すとともに,耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用すること。

なお,上記の耐震重要施設が,耐震重要度分類の下位のクラスに属するものの波及的影響によって,その安全機能を損なわないとは,少なくとも次に示す事項について,耐震重要施設の安全機能への影響が無いことを確認すること。・
設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する相対変位又は不等沈下による影響・耐震重要施設と下位のクラスの施設との接続部における相互影響
・建屋内における下位のクラスの施設の損傷,転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
・建屋外における下位のクラスの施設の損傷,転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
ウ重大事故等対処施設について(甲Bア5,丙Bア9)

(ア)意義
重大事故等対処施設とは,
重大事故等に対処するための機能を有する施設をいう
(設置許可基準規則2条2項11号)

(イ)地震による損傷の防止
a重大事故等対処施設は,次に掲げる施設の区分に応じ,それぞれ次に定める要
件を満たすものでなければならない(設置許可基準規則39条1項)。
(a)常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設(特定重大事故等対処施設を除く。(同項1号)

基準地震動による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
(b)
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設(特定重大事故等対処施設を除く。(同項2号)

設置許可基準規則4条2項により算定する地震力に十分に耐えることができるものであること。
b設置許可基準規則39条の適用に当たっては,同解釈別記2に準ずるものとする(同解釈第39条1項)

設置許可基準規則39条1項2号に規定する第4条第2項の規定により算定する地震力とは,設置許可基準規則解釈別記2・2項から4項までにおいて,代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力と同等のものとする。
⑶地震動審査ガイド(Ⅱ.耐震設計方針)

新規制基準において,原子炉設置(変更)許可申請の審査に用いられる内規である地震動審査ガイドのうち,
Ⅱ.耐震設計方針の部分の内容は,以下のとおりである
(甲Bア7,甲D17,乙Bア51)

ア目的(1.1)
地震動審査ガイドのうち,
Ⅱ.耐震設計方針の部分は,発電用軽水型原子炉施設

の設置許可段階の耐震設計方針に関わる審査において,審査官等が設置許可基準規則及び同解釈の趣旨を十分踏まえ,耐震設計方針の妥当性を厳格に確認するために活用することを目的とするものであり,耐震設計方針に係る審査は,主に,基本方針,耐震重要度分類,弾性設計用地震動,地震力の算定法,荷重の組合せと許容限界,設計における留意事項に関する方針や考え方の妥当性を確認するものとされる。
イ基本方針(2.

(ア)基本方針の概要(2.1)
原子炉施設の耐震設計の基本方針については,
『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。
)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。
』である。この基本
方針に関して,設置許可に係る審査において,以下の要求事項を満たした設計方針であることを確認する。
・原子炉施設の耐震重要度分類を,地震により発生するおそれがある設計基準対象施設の安全機能の喪失及びそれに続く公衆への放射線による影響を防止する観点か
ら,Sクラス,Bクラス及びCクラスに分類し,それぞれ重要度のクラスに応じた耐震設計を行うこと。
・Sクラスの各施設は,基準地震動による地震力に対してその安全機能が保持できること。また,弾性設計用地震動による地震力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に留まる範囲で耐えること。

・Bクラスの各施設は,静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。また,共振のおそれのある施設については,その影響についての検討を行うこと。
・Cクラスの各施設は,静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えること。

・上記において,耐震重要施設が,下位のクラスに属するものの波及的影響によって,その安全機能を損なわないように設計すること。
(イ)審査範囲及び事項(2.2)
設置許可に係る審査においては,基本設計段階における審査として,主に,耐震重要度分類,弾性設計用地震動の妥当性について確認する。地震力の算定法,荷重の組
合せと許容限界,設計における留意事項については,方針,考え方を確認し,その詳細を後段規制(工事計画認可)において確認することとする。それぞれの審査事項ごとの審査内容は以下のとおりである。
a耐震重要度分類(2.2⑴)
・重要な安全機能を有する施設はSクラス,これと比べて影響が小さいものはBクラス,これら以外の一般産業施設,公共施設と同等の安全性が要求される施設はCクラスと適切に分類されていることを確認する。
b弾性設計用地震動(同⑵)

弾性設計用地震動が,地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐える」ように工学的判断に基づいて設定されていることを確認する。また,具体的な設定値及び設定根拠を確認する。c地震力の算定法(同⑶)・基準地震動及び弾性設計用地震動による地震力は,地震応答解析を行って水平2方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定することを確認する。・建物・構築物の水平方向静的地震力は,地震層せん断力係数に施設の重要度分類に応じた係数を乗じ,さらに当該層以上の重量を乗じて算定する方針であることを確認する。また,水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとすることを確認する。機器・配管系の静的地震力はこれらの水平震度及び鉛直震度をそれぞれ20%増しとした震度より求めることを確認する。d荷重の組合せと許容限界(同⑷)・建物・構築物,機器・配管系の各々について,耐震重要度分類毎に地震と組み合わせるべき荷重及び対応する許容限界についての考え方が適切であることを確認する。e設計における留意事項(同⑸)・耐震重要施設が下位のクラスに属するものの波及的影響によって,その安全機能を損なわない設計となっていることを確認する。ウ耐震重要度分類(3.)耐震重要度分類の定義が下記を踏まえ妥当であることを確認する。また,施設の具体的な耐震重要度分類の妥当性について確認する。(ア)Sクラスの施設(3.1)・地震により発生する可能性のある事象に対して,原子炉を停止し,炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設・自ら放射性物質を内蔵している施設・当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設・これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し,環境への放射線による影響を軽減するために必要な機能を持つ施設・これらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設・地震に伴って発生する可能性のある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設(イ)Bクラスの施設(3.2)・安全機能を有する施設のうち,機能喪失した場合の影響がSクラスと比べ小さい施設(ウ)Cクラスの施設(3.3)・Sクラス施設及びBクラス施設以外の一般産業施設,公共施設と同等の安全性が要求される施設エ弾性設計用地震動(4.)弾性設計用地震動の策定方針が下記を踏まえ妥当であることを確認する。なお,基準地震動については,地震動審査ガイドの「Ⅰ.基準地震動(認定事実2⑴ウ参照)
にて妥当性を確認する。
・弾性設計用地震動の具体的な設定値及び設定根拠。
・弾性設計用地震動は,基準地震動との応答スペクトルの比率が目安として0.
5を下回らないような値で工学的判断に基づいて設定すること(新耐震設計審査指針(
発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針平成18年9月19日原子力安全委員会決定認定事実1⑹参照)における弾性設計用地震動Sdの規定と同様)。
オ地震力の算定法(5.

動的地震力及び静的地震力の各々の算定方針が,下記を踏まえ妥当であることを確認する。
(ア)地震応答解析による地震力(5.1)
a基準地震動による地震力(5.1.1)
・基準地震動による地震力は,基準地震動を用いて水平2方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定すること。なお,建物・構築物と地盤との相互作用,埋込み効果及び周辺地盤の非線形について必要に応じて考慮すること。
b弾性設計用地震動による地震力(5.1.2)
・弾性設計用地震動による地震力は,弾性設計用地震動を用いて水平2方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定すること。なお,建物・構築物と地盤との相互作用,
埋込み効果及び周辺地盤の非線形について必要に応じて考慮する
こと。

・Bクラス施設について,
共振のおそれのある施設については,その影響についての検討を行うことの検討に用いる地震動は,弾性設計用地震動に2分の1を乗じたものとすること。
c地震応答解析(5.1.3)
基準地震動及び弾性設計用地震動による地震力の算定

・対象とする施設の形状,構造特性等(建屋の床柔性,クレーン類の上下特性等)を考慮したモデル化すること。
・地震応答解析手法の適用性,適用限界等を考慮の上,適切な解析法を選定するとともに,十分な調査に基づく適切な解析条件を設定すること。
・建物・構築物の設置位置等で評価される入力地震動については,解放基盤表面か
らの地震波の伝播特性を適切に考慮するとともに,必要に応じて地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮すること。
また,
敷地における観測記録に基づくとともに,
最新の科学的・技術的知見を踏まえて,その妥当性が示されていること。(イ)静的地震力(5.2)
a建物・構築物(5.2.1)
・水平地震力は,地震層せん断力係数に,次に示す施設の重要度分類に応じた係数を乗じ,さらに当該層以上の重量を乗じて算定すること。
Sクラス3.0,Bクラス1.5,Cクラス1.0
・建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力を上回ることを確認すること。・Sクラスの施設については,水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとすること。

b機器・配管系(5.2.2)
・各耐震クラスの地震力は,上記a(5.2.1)に示す地震層せん断力係数に施設の重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度とし,当該水平震度及び上記a(5.2.1)の鉛直震度をそれぞれ20%増しとした震度より求めること。・水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用すること。
カ荷重の組合せと許容限界(6.

荷重の組合せと許容限界の考え方が,下記を踏まえ妥当であることを確認する。なお,本項記載の荷重の組合せと許容限界の規定以外の場合であっても,その妥当性が試験等により確認されていれば,これらの適用を妨げない。
(ア)建物・構築物(6.1)

aSクラスの建物・構築物(6.1.1)
(a)基準地震動との組合せと許容限界(6.1.1⑴)・
常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組合せに対して,当該建物・構築物が構造物全体としての変形能力(終局耐力時の変形)について十分な余裕を有し,建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有
していること。

(b)弾性設計用地震動との組合せと許容限界(同⑵)・常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と,弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とすること。bBクラスの建物・構築物(6.1.2)
・常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,
建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準
による許容応力度を許容限界とすること。
cCクラスの建物・構築物(6.1.3)

・常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,
建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準
による許容応力度を許容限界とすること。
(イ)機器・配管系(6.2)
aSクラスの機器・配管系(6.2.1)

(a)基準地震動との組合せと許容限界(6.2.1⑴)・通常運転時,運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件に対して,その施設に要求される機能を保持すること。
・上記により求まる荷重により塑性ひずみが生じる場合であっても,その量が微少
なレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し,その施設に要求される機能に影響を及ぼすことがないこと。
・動的機能等については,基準地震動による応答に対して,その設備に要求される機能を保持すること。具体的には,実証試験等により確認されている機能維持加速度等を許容限界とすること。

(b)弾性設計用地震動との組合せと許容限界(同⑵)・通常運転時,運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と,弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力を組み合わせた荷重条件に対して,応答が全体的におおむね弾性状態に留まること。
bBクラスの機器・配管系(6.2.2)
・通常運転時,運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,応答が全体的におおむね弾性状態に留まることcCクラスの機器・配管系(6.2.3)
・通常運転時,運転時の異常な過渡変化時の荷重と静的地震力を組み合わせ,その結果発生する応力に対して,応答が全体的におおむね弾性状態に留まることキ設計における留意事項(7.


波及的影響に係る設計方針が下記を踏まえ妥当であることを確認する。耐震重要施設が,下位のクラスに属するものの波及的影響によって,その安全機能を損なわないように設計すること。この波及的影響の評価に当たっては,敷地全体を俯瞰した調査・検討の内容等を含めて,事象選定及び影響評価の結果の妥当性を示すとともに,
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用すること。
(7.
1)

少なくとも,次に示す事項について,耐震重要施設の安全機能への影響が無いことを確認すること。
・設置地盤,地震応答性状の相違等に起因する相対変位,不等沈下による影響・耐震重要施設と下位クラスの施設との接続部における相互影響
・建屋内における下位クラスの施設の損傷,転倒,落下等による耐震重要施設への
影響
・建屋外における下位クラスの施設の損傷,転倒,落下等による耐震重要施設への影響
⑷新規制基準における耐震設計規制(工事計画認可段階)ア原子炉等規制法の定め

原子炉等規制法43条の3の9第1項本文は,
発電用原子炉施設の設置又は変更の工事(中略)をしようとする発電用原子炉設置者は,原子力規制委員会規則で定めるところにより,当該工事に着手する前に,その設計及び工事の方法その他の工事の計画(中略)について原子力規制委員会の認可を受けなければならない。とし,同第3項は,

原子力規制委員会は,前2項の認可の申請が次の各号のいずれにも適合していると認めるときは,前2項の認可をしなければならない。とし,

同項2号におい
て,