２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第７　使用済燃料の貯蔵施設（甲369の146～167p）
１　使用済燃料の危険性
２　福島第一原発事故の教訓：使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることを想定すべきこと
３　国会事故調報告書が指摘した技術的問題が解消されていないこと
４　原子力学会の提言
５　使用済燃料の貯蔵施設
６　使用済燃料貯蔵施設の不合理な耐震重要度分類
７　計装系をＳクラスとすべきであること

第７　使用済燃料の貯蔵施設（甲369の146～167p）

　１　使用済燃料の危険性

(1)　「考え方」は，使用済燃料から放射線及び崩壊熱が発生していることには言及しているものの，どの程度の放射線が発生するかについて言及せず，また，崩壊熱は，時間とともに減少するとして，発電時に発生する熱との比較にしか言及していないため，使用済燃料から発生する放射線及び崩壊熱の危険性を十分に明らかにしていない。

(2)　原子炉の核エネルギーは，原子炉圧力容器の水を数分間で空にする程のペースで，毎時約５６００トンもの蒸気をタービンへと送り出しているため，崩壊熱は，原子炉停止から１日後には０．５％，１００日後には０．１％のように減少するが，元の値が膨大であるだけに，０．１％といっても依然かなりの発熱量に相当する^[65]。この崩壊熱を除去しなければ，使用済燃料が損傷し，大量の放射性物質が放出されてしまうし，また，過熱によるジルコニウム火災の危険性も生じる。

原子力規制委員会の委員長に就任する前の田中俊一氏の講演においても（甲369の147p以下）^[66]同氏は「原子炉停止から３日後でも１時間に８．３トンの水（１００℃）を蒸発させるだけの熱（５．２ＭＷ）を発生」と崩壊熱の危険性について正面から言及していた。

下表は，国会事故調報告書が使用済燃料の取扱いに関する長期的配慮の必要性を示唆する数値として，２００３年にＭＩＴ（マサチューセッツ工科大学）が発行した「The future of Nuclear Power」記載の情報をまとめたものである^[67]。

経過年数別の放射能量と崩壊熱，放射能毒性（ＰＷＲ燃料１ｔ当たり）【表省略】

「放射能毒性」とは，含有される毒物をどれだけの水量で希釈すれば飲用として使えるかという特性で，ここでは，１トンの使用済燃料に含まれている全ての放射性物質の希釈に必要な水量として表している。例えば，１トンの使用済燃料に含まれる放射性物質は，１０００年後に琵琶湖の水で希釈してもまだ飲めない程である。

[65]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１３５頁

[66]　田中俊一「福島原発の現状について」４頁

[67]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１３６頁

(3)　上記のような使用済燃料から発生する放射線及び崩壊熱の危険性を十分に明らかにしないばかりか，崩壊熱について発電時に発生する熱との比較のみを行うことで崩壊熱の危険性は低いといった誤った印象を与えかねない「考え方」の記述は，妥当でない。

　２　福島第一原発事故の教訓：使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることを想定すべきこと

(1)　「考え方」は，福島第一原発事故の教訓として，①事故発生時に外部電源が利用できなくなった際に使用済燃料プールの水位が把握できなかったこと，②使用済燃料貯蔵施設の補給水系が損傷した場合の代替手段が用意されていなかったことを挙げ，新規制基準がこれらの教訓を踏まえた要求をしていると述べるが，福島第一原発事故から学ぶべき教訓は，これらで足りるのであろうか。

(2)　福島第一原発事故では，４号機の使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，当時の原子力委員会委員長であった近藤駿介氏が「強制移転を求めるべき地域が１７０ｋｍ以遠にも生じる可能性や，年間線量が自然放射線レベルを大幅に超えることをもって移転を希望する場合認めるべき地域が２５０ｋｍ以遠にも発生することになる可能性がある」として，東日本壊滅の危険性を指摘した，俗にいう「最悪シナリオ」を作成した^[68]。

米国ＮＲＣも，福島第一原発から５０マイル（８０．５ｋｍ）の地点で９９ｍＳｖの被ばくをするおそれがあるとして，在日米国人に対し，５０マイル圏内からの脱出を呼び掛けた^[69]。

田中俊一氏も，使用済燃料プールの冷却機能が停止したため，崩壊熱によって冷却水が温められて蒸発し，燃料被覆管及びウラン燃料が溶けて核分裂生成物が放出され，重大な汚染が生じることを危惧していた^[70]。

[68]　近藤駿介「福島第一原子力発電所の不測事態シナリオの素描」

[69]　田中俊一「福島原発の現状について」９頁，「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１６８頁

[70]　田中俊一「福島原発の現状について」７頁

(3)　上記のような悲観的推測が出た背景として，国会事故調報告書は，次の技術的理由を指摘している^[71]。

①使用済燃料プールに水位計がなく，テレビカメラによる状況確認もできなかったこと
②強い地震と爆発があったため，使用済燃料プールの損傷と漏えいを懸念するだけの理由があったこと
③放射線レベルに関する情報が，それ以前に発生した３号機の影響とも重なり，正しく分析し難かったこと
④ジルコニウム火災の現象に関する実験など過去の知見が充実しておらず，現実的な推測を行うための解析ツールも整っていなかったこと
⑤米国では既に運用されていた高熱量の使用済み燃料の市松模様配列が，日本ではまだ検討さえ始まっておらず，その結果，高熱量の使用済燃料が局所的に集中して配列されていた可能性が認識されていたこと
⑥米国では既に運用されていた「Ｂ．５．ｂ」^[72]への対策が，日本ではいまだ検討さえ始まっておらず，使用済燃料プールを外部水源で冷却する設備が設置されていなかったこと

[71]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１６８～１６９頁

[72]　「Ｂ．５．ｂ」については「政府事故調最終報告書」３２５頁「ＮＲＣにおけるＢ．５．ｂ」も参照されたい。

(4)　４号機の使用済燃料プールの冷却機能が喪失したにもかかわらず，結果的には使用済燃料の冠水状態が維持され，最悪シナリオが現実にはならなかった。この点に関し，「考え方」は，「なお，実際には使用済燃料貯蔵槽からの水の喪失には至っていない」と結論を述べるのみで，理由には触れていないため，確認する。

４号機は，２０１１年３月１１日当時，定期検査中で，使用済燃料プールに隣接する原子炉ウェルと呼ばれる場所に普段はない水が入れられていたため，この原子炉ウェルの水が意図せざる仕切り壁のずれでできた隙間を通って使用済燃料プールに流れ込んだと考えられている。さらに，当初のスケジュールでは，同月７日までに原子炉ウェルの水抜きを完了する予定であったが，工期の遅れにより原子炉ウェルに水が張られていた状態で同月１１日を迎えたという偶然も重なったことが明らかになっている^[73]。また，４号機建屋で水素爆発が起きたにもかかわらず使用済燃料プールの保水機能は維持されたが，爆発の規模や場所が異なることなどにより使用済燃料プールの損壊の規模がさらに激しかったときは，冷却水が保持できず，危険な状況となっていた可能性もある^[74]（甲369［4 MB］の150p以下、特に151pの図）。

このように福島第一原発事故では，僥倖といえる程に偶然に偶然が重なったことで使用済燃料が冷却されたのであり，東日本壊滅という最悪シナリオが現実のものになる危険性も十分にあった。

[73]　奥山俊宏「震災４日前の水抜き予定が遅れて燃料救う福島第一原発４号機燃料プール隣の原子炉ウェル」

[74]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１２４頁

(5)　上記福島第一原発事故において実際に生じた事実ないし生じるおそれがあった事実に鑑みれば，福島第一原発事故から学ぶべき教訓としては，まず，使用済燃料ないし使用済燃料プールの危険性を十分に認識しなければならないということである。このような教訓は，改めて論じるまでもないことのようにも思えるが，福島第一原発事故以前に使用済燃料ないし使用済燃料プールの危険性がクローズアップされる機会は，多くなかった。

この点に関し，憂慮する科学者同盟のエドウィン・ライマン氏の知見（甲369の152,158ｐなど）も参照されたい^[75]。

[75]　エドウィン・ライマン「日本における使用済み燃料貯蔵の安全性とセキュリティー」（「科学」２０１５年１２月号）１１９１頁

(6)　では，福島第一原発事故から学ぶべき教訓としては，使用済燃料ないし使用済燃料プールの危険性を十分に認識した上で，どのような対策が規制上要求されるべきであろうか。

上記のとおり福島第一原発事故において実際に生じた使用済燃料の冷却機能の喪失という事実及びこれにより生じるおそれがあった壊滅的な被害に鑑みれば，使用済燃料の冷却に関する合理的な対策はすべて，規制上要求されるべきである。とりわけ，上記のとおり福島第一原発事故において生じるおそれがあった使用済燃料の冠水状態が維持できない事態及びこれにより生じるおそれがあった壊滅的な被害に鑑みれば，使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることも想定した合理的な対策が規制上盛り込まれていなければ，かかる規制基準は不合理というほかない。

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　３　国会事故調報告書が指摘した技術的問題が解消されていないこと

(1)前記２(3)記載の国会事故調報告書が指摘した技術的問題について，新規制基準の要求等によって解消されているか否かを検討する。

(2)　上記①及び③について，新規制基準は，外部電源が利用できない場合においても，使用済燃料プールの温度，水位等の状態を示す事項を監視することができるものとすることを要求しているが，使用済燃料プールの計装系の安全重要度分類及び耐震重要度分類は，最低クラスに据え置かれたままとなっている。

このことは，基準地震動以下の地震動により使用済燃料プールの計装系が機能喪失し，使用済燃料プールの温度，水位，放射線レベル等の状態を把握することすらできなくなる事態が生じることを意味する。

この点に関し，国会事故調報告書は，福島第一原発事故では，電源喪失による計装系の機能喪失が大きな問題であったが，仮に電源があっても炉心溶融後は，設計条件をはるかに超えており，計測器そのものがどこまで機能するか，既設原発での計器類の耐性評価を実施し，設備の強化及び増設を含めて検討する必要があると指摘している^[76]。

福井地裁２０１５年４月１４日高浜原発３・４号機運転差止仮処分決定も，事故時の事態の把握の困難性から，使用済燃料プールの計測装置がＳクラスであることが必要だとし，使用済燃料プールの計測装置の耐震クラスをＣクラスとしている新規制基準は，緩やかにすぎ，合理性を欠くと判示している^[77]。

[76]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１０４頁

[77]　４４～４５頁

(3)　上記②について，新規制基準の地震対策に係る要求事項が不十分であることや，使用済燃料プールが堅固な施設に囲い込まれていないことからすれば，使用済燃料プールの損傷と漏えいの懸念は解消されていない。

(4)　上記④について，福島第一原発事故後においても，ジルコニウム火災の現象に関する実験など過去の知見が充実しておらず，現実的な推測を行うための解析ツールも整っていない状況に変わりはない。

(5)　上記⑤について，米国ＮＲＣの命令「Ｂ．５．ｂ」は，使用済燃料の使用済燃料プールにおける燃料配置について，崩壊熱の高い新しい使用済燃料と古い使用済燃料の配置を市松模様状に配置することを要求しているところ，前記のとおり福島第一原発４号機では，このような運用がなされていなかったため，壊滅的な被害が生じるという悲観的観測がなされ，国会事故調も，この市松模様状の配置の導入を提言しているにもかかわらず^[78]，新規制基準は，これを要求していない。

これは，使用済燃料の冠水状態を常に維持できるという前提の下で要求していないものと考えられるが，前記のとおり福島第一原発事故において生じるおそれがあった事実に鑑みて，使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることを想定した合理的な対策も規制上要求されるべきであり，とりわけ使用済燃料の市松模様状の配置のように新たな設備を設置することなしに実行可能な運用すら要求しない新規制基準は，不合理というほかない。

[78]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１２４頁

(6)　上記⑥について，新規制基準は，代替注水設備として可搬型代替注水設備を配備することなどにより，使用済燃料の冠水状態を維持することを要求している。
このような可搬式設備の配備は，安全性を向上させるものではあるが，人為的な作業を伴うため，不確実性が高い。人為的な作業の不確実性が明らかになった福島第一原発事故の教訓を踏まえれば，使用済燃料プールを外部水源で冷却する可搬式設備とともに人為的な作業を伴わない「恒設設備」の設置も要求すべきである。

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　４　原子力学会の提言

(1)　原子力学会は，２０１１年５月９日，福島第一原発事故から教訓を得て，世界で稼働中の原発で同じような事故を二度と起こさないようにするため，「福島第一原子力発電所事故からの教訓」という提言をまとめ，この提言の中で，使用済燃料プールの冷却に対する教訓として，ａ「使用済み燃料貯蔵プールの冷却に失敗した」，ｂ「建屋が破損した後の使用済み燃料の閉じ込めに課題がある」として，５つの提言を行った^[79]。（甲369［4 MB］の156ｐ）

しかし,これらのうち、短期的な2つの提言すら実現されたといえないことは前記３(2)及び(6)記載のとおりである。中期的提言はいうまでもない。

[79]　一般社団法人日本原子力学会「福島第一原子力発電所事故からの教訓」９頁

　５　使用済燃料の貯蔵施設

(1)　「考え方」は，「崩壊熱は原子炉の停止後，時間とともに減少するものであり，使用済燃料を炉心から取り出し，使用済燃料の貯蔵施設へ移動する段階では原子炉の停止から数日経過しているため，崩壊熱はかなり小さくなっている」と述べ，使用済燃料の貯蔵施設が堅固なものでなくてよいと強弁する。

しかし，前述のとおり原子炉の核エネルギーは，原子炉圧力容器の水を数分間で空にするほどのペースで，毎時約５６００トンもの蒸気をタービンへと送り出しているため，崩壊熱は，原子炉停止から１日後には０．５％，１００日後には０．１％のように減少するが，元の値が膨大であるだけに，０．１％といっても依然かなりの発熱量に相当する。この事実に触れずに原子炉停止時の熱との比較のみに言及することにより使用済燃料の崩壊熱は小さいという誤った印象を与えかねない「考え方」の記述は，事実を述べないものである。

(2)　さらに「考え方」は，「使用済燃料は放射性物質を閉じ込める役割を果たす燃料被覆管の健全性を維持するために使用済燃料の冠水状態の維持を行い，崩壊熱を除去すれば，放射性物質が放出されるような事態は考えられないため，原子炉容器，原子炉格納容器のような耐圧性を有する施設として設計することまでは必要ではない」と述べる。

これは，裏を返せば，使用済燃料の冠水状態を維持できなくなれば，崩壊熱により燃料被覆管の健全性が維持できなくなり，大量の放射性物質が放出されること，新規制基準は，使用済燃料の冠水状態が維持できなくなることを想定していないことを認めているということである。

(3)　そうであれば，また福島第一原発事故において生じ得た壊滅的な被害に鑑みれば，使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることを想定した対策が規制上要求されないのは不合理である。

(4)さらに，新規制基準は，「トルネード・リリーフ・ベント」の設置を要求していないため，建屋の上を竜巻が通過した場合には，その時急激に生じる大きな差圧のため屋根が破壊されてしまうおそれがあるし^[80]，また，竜巻による飛来物が建屋の屋根や外壁を貫通して使用済燃料プールに侵入することも許容するものとなっている^[81]。

[80]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）２０４頁

[81]　関西電力株式会社「高浜３号炉および４号炉竜巻影響評価について」４２，４６，５６頁等

(5)　上記のとおり福島第一原発事故において生じるおそれがあった使用済燃料の冠水状態が維持できない事態及びこれにより生じるおそれがあった壊滅的な被害に鑑み，使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることを想定すべきこと，原発の安全確保の最も主要な部分は，核分裂生成物の拡散を防止するための壁の健全性をいかにして維持するかであるところ，使用済燃料は，原子炉内の燃料よりも核分裂生成物を遥かに多く含むこと，格納容器に外部からの不測の事態に対する防護機能も期待されていることからすれば，使用済燃料を堅固な施設によって囲い込むという対策は，合理的であり，規制上要求されるべきである。

福井地裁２０１５年４月１４日高浜原発３・４号機運転差止仮処分決定も，使用済燃料も原子炉格納容器の中の炉心部分と同様に外部からの不測の事態に対して堅固な施設によって防御を固められる必要があるとし，かかる規制を行っていない新規制基準は，緩やかにすぎ，合理性を欠くと判示している^[82]。

[82]　３９～４５頁

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　６　使用済燃料貯蔵施設の不合理な耐震重要度分類

「考え方」によると，使用済燃料プールに関しては，自ら放射性物質を内蔵していることを根拠に，補給水設備については，その安全機能を維持するために必要であることを根拠に，それぞれＳクラスと分類する。その一方で，使用済燃料プールの冷却系（以下「冷却系」という。）については，その機能を喪失したとしても，補給水設備により水が補給できれば不都合がないことを根拠に，Ｂクラスに分類する。

つまり，プール及び補給水設備については，高度の信頼性を要求するのに対し，冷却系については，そのような高度の信頼性を要求しない。

しかしながら，補給水設備も冷却系も，どちらも使用済燃料プールを冷却してその安全機能を維持するために重要な設備であり，深層防護の観点からはいずれもＳクラスとするべきである。

福島第一原発事故の際には，使用済核燃料プールの冷却機能も補給水機能も喪失し，東日本を壊滅させるような事態に発展することが懸念された^[83][84][85]。そのようなリスクの甚大さを考えれば，冷却系をＳクラスとすることは僅かなコストといえるのであり，新規制基準は不合理である。

[83]　近藤駿介「福島第一原子力発電所の不測事態シナリオの素描」

[84]　田中俊一「福島原発の現状について」７頁，９頁

[85]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１６８頁

　７　計装系をＳクラスとすべきであること

福島第一原発事故の際に前記のような悲観的推測が出た原因として，国会事故調査報告書は，使用済み燃料プールに水位計がなく，テレビカメラによる状況確認もできなかったことを指摘している^[86]。

新規制基準は，外部電源が利用できない場合においても，使用済み燃料プールの温度，水位等の状態を示す事項を監視することができるものを要求しているが，耐震重要度分類に関しては，最低クラスに据え置いて，高度の信頼性と安全性を要求していない。新規制基準では，基準地震動以下の地震により，使用済み燃料プールの温度，水位等を把握することすらできなくなってしまう事態を想定しているということになるが，そのことは地震時（それも基準地震動以下の）における壊滅的な事態を引き起こしかねないものである。

[86]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１６８～１６９頁

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第６　電源確保対策の不合理性（甲369の121～145p）
１　福島第一原発事故の原因を決めつけ，同事故の教訓を踏まえていないこと
２　外部電源の信頼性強化対策が放棄されていること
３　非常用電源設備の機能確保対策が不十分であること
４　全交流動力電源喪失対策設備（設置許可基準規則１４条）の不備
５　３系統目の猶予が違法であること
６　全電源喪失に対する対策の欠如
７　不合理に低い外部電源系の重要度分類
８　不合理に低い耐震設計上の重要度分類

第６　電源確保対策の不合理性（甲369の121～145p）

　１　福島第一原発事故の原因を決めつけ，同事故の教訓を踏まえていないこと

(1)　電源の果たす役割の重要性

異常事態が生じて「止める機能」によって原子炉の核分裂反応の停止に成功しても，炉心の燃料棒内に残存する多量の放射性物質の崩壊により発熱が続くことから，「冷やす機能」により炉心（燃料）の破損を防止するために炉心の冷却を続ける必要がある。炉心を冷却するには，大型ポンプ等の機器を動作させて水を供給し続けなければならないが，そうした大型ポンプ等の機器を動作させるためには電源供給が必要である。電源供給に失敗し，炉心へ水を供給できずに炉心の冷却ができなくなると炉心溶融へと至る。

このように原子力発電所における原子炉冷却機能を維持するためには電源確保対策は極めて重要な対策であり，通常は，原子力施設外の発電所から送電線を通って供給される外部電源を利用し，外部電源からの電力供給が不可能な場合は，非常用交流動力電源として非常用ディーゼル発電機が起動して電力の供給を継続する。

(2)　福島第一原発事故の教訓

福島第一原発事故では，まず，地震動による鉄塔の倒壊等によって外部電源からの電力供給が絶たれた。外部電源が地震動によって途絶するという事態は，福島第二，女川，東海第二，東通の各原発でも発生している^[50]。

加えて，福島第一原発事故では，外部電源の喪失に加えて，間もなく津波によって非常用ディーゼル発電機からの交流電源供給も途絶えたために，炉心溶融を招いてしまった。

このように，福島第一原発事故を含む２０１１年３月１１日に発生した東北地方太平洋沖地震とその後の津波による教訓としては，外部電源の信頼性強化，非常用交流電源の共通要因故障対策及び非常用交流電源が喪失した場合のさらなる電源対策が挙げられる。

[50]　「原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する日本国政府の報告書」
III－３０（福島第一），同３２（福島第二），同４６（女川），同５０（東海第二），同５１（東通）。東通原発では，原子炉建屋で観測された地震動は僅か１７ガルに過ぎなかったにもかかわらず外部電源が途絶する事態となった。外部電源は地震動に対して極めて脆弱といえる。

(3)　新規制基準は福島第一原発事故の教訓を踏まえていない

原子力規制委員会は，外部電源については，原発施設外にあるため発電用原子炉の設備ではないし，長大な送電線全てについて高い信頼性を確保することは不可能で非常時には外部電源による電力供給に期待すべきではないとして，信頼性強化対策を放置している。また，非常用交流電源の機能確保対策については，福島第一原発事故よりも，はるかに楽観的に外部電源の喪失期間（外部電源の復旧までの所要期間）を想定して非常用ディーゼル発電機の燃料貯蔵量を想定しており，およそ実効性のない規制基準を策定している。加えて，新設された重大事故等対処設備による電力供給についても，可搬施設による人的対応に過度に依存しており，その限界を踏まえない楽観論に基づいた机上の空論に終始している。

以下，それぞれの規制についての問題点を詳述する。

　２　外部電源の信頼性強化対策が放棄されていること

(1)　各種政府機関の指摘

福島第一原発事故では，地震動によって，外部電源設備である送電用鉄塔の倒壊，遮断機及び断路器の部品落下，引留鉄構の傾斜等が生じて，福島第一原発への給電を停止し^[51]，炉心損傷や大気中への放射性物質の大量放出という異常事態の起因事象となった。そのため，福島第一原発事故後に，外部電源からの電力供給の重要性と信頼性向上の必要性が，原子力安全委員会で確認され，福島第一原発事故当時，外部電源が重要度分類でＰＳ－３（一般産業施設と同等以上の信頼性の確保），耐震重要度分類でＣクラスと，それぞれ最も低く分類されていたことが問題とされた。

新規制基準が策定される前に，原子力安全委員会と原子力安全・保安院が，ともに外部電源の重要性を確認したうえで，その信頼性向上の必要性を掲げていたことからすれば，当然に，新規制基準においても外部電源の信頼性向上，具体的には重要度分類や耐震重要度分類の分類引上げが実施されるべきことは明らかである。

[51]　「政府事故調中間報告書」３２頁（ｃ）損傷・機能の状況を参照

(2)　新規制基準では外部電源の信頼性向上対策を放棄していること

ところが，策定された新規制基準では，外部電源対策として，独立した２回線以上の送電線への接続と回線の物理的分離を要求したのみである。

原子力安全委員会と原子力安全・保安院が求めていた重要度分類や耐震重要度分類の各分類の引上げは実現しておらず，福島第一原発事故当時と同じ重要度分類上のＰＳ－３，耐震重要度分類のＣクラスに据え置かれたままである。新規制基準は，外部電源の信頼性向上対策をほとんど放棄してしまっているのである。現状の規制のままでは，外部電源２回線に独立性を要求しても，耐震性を高めなければ，地震により外部電源が同時損傷する事態を防ぐことはできない。

これについて，原子力規制委員会は，そもそも，発電所外の電線路等の外部電源施設は発電用原子炉施設の設備ではないという形式的な理由のほか，実質的な理由として長大な電線路すべてについて高い信頼性を確保することは不可能であり，電力系統の状況により影響を受けるため，原子力発電所側で管理ができないとして，事故発生時には外部電源系による電力供給に期待すべきでないと，その理由を述べている。

しかし，原子力規制委員会の考え方は，深層防護の考え方に反するし，炉心損傷頻度（ＣＤＦ）への外部電源の喪失事象の寄与度の高さを無視しているという二つの点で誤っている。

まず，一点目として新規制基準は，原発からの放射性物質の放出を防ぎ，もって国民の生命・健康の保護を図るために，有効な複数の対策を用意し，かつ，それぞれの層の対策を考えるとき，他の層での対策に期待しないという深層防護の考え方を踏まえて策定されたはずである。いみじくも原子力安全委員会と原子力・安全保安院が指摘しているとおり，外部電源からの電力供給という交流電源供給手段の信頼性が向上すれば，その分だけ電源確保対策の厚みが増すことになり，それ以外の非常用交流電源対策や直流電源対策の整備と相俟って，電源確保対策が多層化し，電源確保対策全体の信頼性が大きく向上することは明らかである。

また，二点目として，ＮＲＣは，炉心損傷頻度（ＣＤＦ）の７３％あるいは約９０％が，外部電源の喪失によって発生する旨の試算を公表している^[52]。このことからすれば，外部電源の信頼性強化を図ることが，炉心損傷対策として極めて重要かつ有効な対策であることは明らかである。

これに対する原子力規制委員会の「考え方」は，異常事象発生時に，早々に外部電源からの電力供給という選択肢を諦めてしまい，非常用交流電源等からの電力供給に頼るという深層防護の考えとは全く相いれないものであり，始めから炉心損傷を招く大きな要因と試算されている外部電源が喪失した状態をみすみす招き，「背水の陣」で異常事象に対応するという誤りを犯してしまっているのである。

上記原子力規制委員会が述べている形式的な理由は，外部電源の信頼性向上対策を行わない合理的な理由となっていない。

同じく実質的理由についても，長大な電線路すべてに高い信頼性を確保することは一定のコストをかければ十分可能であろう。また，電力系統の問題に関しても，原発事業者が全体として対応すれば十分可能なはずである。新規制基準策定に向けた議論状況の中で，原子力規制委員会が，電線路と電力系統に関する抜本的な信頼性向上対策にどの程度のコストを要するのか検討した形跡はない。

結局，原子力規制委員会は，電線路の耐震性強化や電力系統の管理を原発事業者の負担可能なコストの範囲内で行うことはできないという，合理的根拠を伴わないある種の「割り切り」を行ってしまっている。

[52]　日本原子力学会「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」２６７頁

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　３　非常用電源設備の機能確保対策が不十分であること

(1)　新規制基準は，非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性及び独立性を確保し，設備の機能を確保するための十分な容量を有すること（外部電源が喪失したと仮定して７日間）を規定している（設置許可基準規則３３条７項，規則解釈３３条７項）。

(2)　そもそも，非常用電源設備は，これまでに多数の故障を起こしていて，外部電源が機能しない場合に必ず非常用電源が機能するといえるほどの信頼性はない^[53]。

[53]　「ニューシア（原子力施設情報公開ライブラリー）」の情報検索で，情報区分欄のトラブル情報と保全品質情報をチェックして，件名欄に非常用ディーゼル発電機と入力すると，１４４件の情報が記録されている。

(3)　それを措くとしても，これらの非常用電源設備に関する上記基準は，基準を満たす具体的な内容（「どのような事態を想定し，どのような設備が必要となるのか」）が制定されていないので，現実の設備が安全確保のために十分か否か判断する基準となっていない。

つまり，設置許可基準規則３３条７項や同条の解釈には，単に「非常用電源設備の多様性」としか規定されておらず，それ以上に，具体的に非常用電源が必要とされる「どのような事態」を想定しているのか，「それに対応する多様性とは何か」という具体的な要求内容を読みとることはできない。また，事故等の対応に「必要な設備として何を想定しているのか」も不明である。

このように，上記基準からは，非常用交流電源が必要となる具体的な事態が想定されていないので，現実の事故発生時に，非常用電源に要求される具体的性能などの詳細を算定することが不可能であり，そもそも，必要な対策を立てることができないのである。

(4)　また，原子力規制委員会は，非常用ディーゼル発電機の貯蔵燃料を７日間分以上としたとした理由を，福島第一原発事故時に，免震重要棟のガスタービン発電機の燃料供給に３日程度を要したので“より保守的に”少なくとも７日間と設定したと説明している。
しかし，この７日間分の燃料貯蔵に関する原子力規制委員会の説明は，二つの点から合理性を欠く。

まず一点目は，形式的なもので，そもそも，「考え方」で原子力規制委員会が説明している内容は，規則解釈３３条７項の文言と整合しないというものである。

７日間という燃料貯蔵期間を定める根拠規定である規則解釈３３条７項では「『十分な容量』とは，７日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機等の連続運転により必要とする電力を供給できること」と，あくまで外部電源の喪失期間を仮定して燃料備蓄の期間を定めたという説明になっている。「考え方」で根拠とされている福島第一原発事故のガスタービン発電機の燃料供給に３日間を要した事実は，規則解釈では全く言及されていない。

このように規則解釈では，仮定された外部電源喪失期間が燃料貯蔵量の根拠となっているのに対し，同じことが「考え方」では，ガスタービン発電機への燃料供給に要した期間へと，根拠がすり替わっており，両者の説明内容は一致しない。結局，何を根拠に燃料貯蔵期間を定めているのか，その根拠が不明確であると言わざるを得ない。

次に二点目は，福島第一原発事故では１～４号機の外部電源の復旧までに１１日間を要しており，解釈規則が仮定している７日間という外部電源喪失期間は，到底，同事故の教訓を踏まえた“保守的な”規定にはなっていないという点である。

政府事故調最終報告書によれば，福島第一原発事故では，外部電源を喪失した２０１１年３月１１日１４時４９分頃から大熊線の外部電源が復旧した同月２２日１９時１７分頃までの実に１１日と４時間２８分間（２６８時間２８分間）にわたり，外部電源が喪失している^[54]。

非常用電源は，外部電源が喪失した場合に機能を発揮し続けなければならないものであるから，福島第一原発事故の教訓を踏まえるならば，外部電源喪失期間を，少なくとも１１日間以上，“より保守的に”であればそれ以上の期間と仮定して，所要燃料の貯蔵を要求していなければならないことは明らかである。

原子力規制委員会が求める７日分では，外部電源の喪失期間を楽観的に仮定しており，このままでは，事故時に非常用ディーゼル発電機が燃料切れとなり，非常用交流電源を喪失してしまう可能性が高い。

[54]　「政府事故調最終報告書」１１４～１２５頁

　４　全交流動力電源喪失対策設備（設置許可基準規則１４条）の不備

全交流電源喪失時には，非常用直流電源が唯一の電源であり，非常用直流電源による電力の確保は欠かせない。

しかし，設置許可基準規則１４条や規則解釈１４条には，非常用所内直流電源の「必要な十分な容量」について具体的定めがない。「必要な十分な容量」が確保されなければ非常用直流電源を備えるといっても名ばかりとなり，短時間の全交流電源喪失しか想定しない事故前の不合理な基準と変わりがないこととなる。

例えば，福島第一原発３号機は，２０１１年３月１１日１５時４１分に全交流電源を喪失した^[55]が，直流電源盤が浸水を免れ，同月１３日２時４２分まで^[56]，３５時間以上直流電源が維持されていた（ただし，それでも福島第一原発事故を防ぐことができなかった。）。全交流電源喪失に備えた非常用直流電源については，福島第一原発事故を踏まえた具体的かつ保守的な必要時間を規定すべきであり，未だ不十分な基準にとどまっている。

[55]　「政府事故調中間報告書」９１頁。なお，非常用交流電源喪失の原因は津波によるものだけではなく，地震動によっても津波到来前に機能喪失していたことは前述したとおり。

[56]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１４３頁

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　５　３系統目の猶予が違法であること

設置許可基準規則５７条２項及びその解釈では，前項の電源が喪失した場合に備えて所内常設直流電源設備（３系統目）を設けることと規定しておきながら，現在の原子力規制委員会は，「更なる信頼性向上」のためであるので，その設置を新規制基準の施行日から５年間猶予するものとしていた。

この３系統目は，必要な電源の多重性として議論され，要求事項にされたものである。それにもかかわらず５年間の猶予を認めることは，それができるまでは，その電気系統分の安全性が不足していることを認めることである。

その後，原子力規制委員会は，５年間の猶予の始期を，「新規制基準の施行日」から，審査に時間がかかることを理由にして「工事計画認可審査が通ってから５年」に変更をした^[57]。原子力規制委員会は，直流電源喪失を防ぐためにはさらなる追加設備が必要であることを認識しながら原子力事業者の状況を慮って再稼動の要件とはせず，ただでさえ緩い基準をさらに緩めたのである。

設置許可基準規則５７条２項及びその解釈の所内常設直流電源設備（３系統目）の設置について猶予を設ける原子力規制委員会の前記変更は，不合理なものというほかなく，かかる運用に基づく適合性審査には過誤，欠落があるから，これによる設置変更許可処分は，設置許可基準規則５７条２項に反し違法である。

そして，福島第一原発事故と同様，多くの電源設備が同時に失われる状況になった場合，バックアップの直流電源がないため，やはり全電源喪失になってしまい，短時間のうちに炉心損傷に至るおそれがある。

[57]　原子力規制庁「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等の一部を改正する規則の制定について」

　６　全電源喪失に対する対策の欠如

ＳＢＯと直流電源の喪失が同時に起れば，無停電電源も喪失するので，中央制御室は暗黒になり，表示盤の計器も働かなくなる。そのような状況下では，プラントに何が起こったのか，現状把握が著しく困難になる。そのことは，福島第一で実際に起ったことである。福島原発事故では，交流電源も直流電源も喪失する全電源喪失に至ったものであり，福島原発事故の教訓を踏まえて基準は策定されなければならないであるから，全電源喪失を想定し，その場合のハード及びソフト面の対策を基準に明記することは不可欠である。

設置許可基準規則では，４５条の冷却設備に関して，全交流動力電源喪失・常設直流電源喪系喪失を想定して，人力で原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）等の弁操作をする規定をおいているが，それ以外に全電源喪失の場合の規定がない。

直流電源設備は，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ），高圧注水系（ＨＰＣＩ），非常用復水器（ＩＣ）等の蒸気駆動の冷却設備の直流電動弁に電力供給するだけでなく，中央制御室制御盤，現場制御盤，中性子モニタ，プロセス放射線モニタ，地震計，原子炉水位・圧力計，格納容器圧力・温度計等の各種計装制御等にも電力を供給するものであり，これを喪失した場合には深刻な事態が生じるが，新規制基準にはそれに対する規定が存在しない。

規制委員会の基準検討チームが抽出した福島原発事故の教訓の中に所内の照明の喪失により現場での対策が困難（１７頁），事故時における計装設備の信頼性確保（電源・予備品）（１８頁），非常用電源からの供給や専用電源の設置などによるモニタリング機能維持（技術的知見）（２２頁）があり，福島原発事故の教訓を踏まえれば全電源喪失を想定した規定は策定する必要がある。

欧米では，直流電源も喪失した全電源喪失状態のとき，中央制御室が暗黒とされた中で，作業員がどのように行動すべきかを検討し，そのための訓練機関がノルウェーに設置されている。いわゆるブラックスタートというもので，真っ暗闇の中で，原子炉の安全を確保する手順を整備し，訓練をしている^[58]。

直流電源の重要性と福島原発事故で全電源喪失が現に発生したこと並びに全電源喪失を想定した規制が欧米で行われていることを考えれば，全電源喪失状態を網羅した規定が存在しない現行の規制が安全確保策として不十分であることは明らかである。

[58]　佐藤暁「原子力規制委員会の『中間報告書』に埋没されたままの重要ポイント」（2014年12月「科学」）１２３８頁

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　７　不合理に低い外部電源系の重要度分類

「考え方」によると，新規制基準は，非常用ディーゼル発電機による電力供給機能をＭＳ－１（クラス１）に分類して高度な信頼性を要求するのに対し，外部電源系の供給機能については，開閉所等の発電所内の設備はＰＳ－３（クラス３）とし，発電所外の設備（電線等）は重要度分類の対象外としている。しかし，福島第一原発事故では，地震により原発施設の外にある鉄塔が倒れるなどして，まず外部電源を喪失し，地震発生から約５０分後に来襲した津波によって，多くの非常用ディーゼル発電機等の機能を喪失し^[59]，その結果，全電源が喪失して大事故に至ったと考えられる^[60]。一方で，福島第二原発では，福島第一原発と同様，津波による浸水で原発施設内の非常用ディーゼル発電機等が機能を喪失したものの，たまたま外部電源が１回線のみ生き残っていたため全交流電源喪失を免れ，大事故に発展することなく冷温停止に至った^[61]。

そのような福島第一・第二原発事故の経験からは，原子力発電所において，施設構内の非常用電源設備ばかりでなく施設内外の外部電源系設備も安全性確保のためには極めて重要であるといえ，施設内の非常用電源さえ機能すれば問題ないという安易な考え方を排しいずれにおいても万全の備えを要求することが，原子力安全の基本である深層防護の考え方に沿うものであるといえる。

新規制基準が外部電源の電力供給機能について高度な信頼性を求めていないことは，そのような福島第一原発事故の教訓を無視するものである。

そのような分類では，地震などの災害時には，外部電源の供給機能が容易に失われてしまい，非常用内部電源の供給機能に頼らざるを得なくなり，初めからいわば“背水の陣”での対応を余儀なくされ，深層防護の考え方と相容れない結果となる。そして，福島第一原発事故の時のように，仮に非常用電源の供給機能まで喪失すると，原子力施設の冷却設備が機能しなくなり，再び大事故が発生して多くの国民の生命身体を危険にさらすことにもなりかねない。

また「考え方」では，外部電源系の分類の根拠として，外部電力の供給施設が原子炉施設外にあって，外部の長大な電線路や経由する発電所全てについて高い信頼性を確保することが困難なことを挙げている。

しかし，外部電源系の供給施設がたとえ原子炉施設外にあるとしても，いずれも電力会社が所有し管理する施設であることに変わりはない。たとえ他の電力会社の設備を利用する形であるとしても，相互の協力体制を確立することによって，外部電源系の供給施設についても，高い信頼性を確保することは可能である。

さらに，「考え方」では，長大な電線路や経由する変電所すべてについて高い信頼性を確保することは不可能だとされているが，原子炉施設周辺に限定されない箇所においても，コストをかければ，高い信頼性と安全性を確保することは可能である。

２０１３年４月４日に開催された第２１回発電用軽水型原子炉の新規制基準に関する検討チームにおいて，重要度分類と耐震重要度分類につき，福島第一原発事故の教訓やＩＡＥＡガイドなどを踏まえ２０１３年７月の改正原子炉等規正法施行後に見直しを行うとされた^[62]が，現在まで検討が進んでいるようには見られない。

原子力規制委員会でも福島第一原発事故や国際基準を踏まえた重要度分類と耐震重要度分類の見直しの必要性は十分認識しているはずであるが，新規制基準は「見切り発車」となってしまっている。

[59]　なお，「国会事故調査報告書」には「当委員会のヒアリングで１５時３５分か３６分に停止と認められる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。」との指摘もある（ＷＥＢ版２２７頁）。

[60]　「国会事故調査報告書」（ＷＥＢ版）１４２頁

[61]　福島第二原発における事故対処については「政府事故調最終報告書」１２７頁以下参照。「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版１８６頁）では，「福島第二原発が福島第一原発と同じ惨状に至らなかった理由には，微妙な偶然性もあったと認める必要がある。」と指摘されている。

[62]　「７月以降の検討課題について」

　８　不合理に低い耐震設計上の重要度分類

ここでは，上記に加え，非常用ディーゼル発電機も万全ではないことを指摘する。

「考え方」では，「事故等の発生時には，非常用交流動力電源である非常用ディーゼル発電機から電力の供給を行う設計となって（いる）」とされている。

しかし，非常用ディーゼル発電機は起動失敗例も少なくない^[63]。事実上電気事業連合会が運営している「ニューシア原子力情報公開ライブラリー」^[64]で「非常用ディーゼル発電機」と入力して検索すると，油漏れや不具合などの非常用ディーゼル発電機の「トラブル情報等」は，国内の原子力発電所で１年当たり１０件以上は見つかる。その中には，２０１１年３月１１日の東北地方太平洋沖地震の際に発生した火災によって機能喪失した例（女川原発１号機）や，同年４月７日の余震で外部電源を喪失した翌日，非常用ディーゼル発電機からの軽油漏れが見つかりこれを停止せざるを得なくなった例（東通原発１号機）もある。非常用ディーゼル発電機は万全ではなく，特に地震に起因する事故時には「想定外」の事態が発生してその機能が失われるリスクが高い。

日本では原子力発電が盛んな欧州や米国中東部と比べると，地震のリスクは比較にならない程高い。そのような地域性に鑑みても，外部電源の耐震重要度分類をＣクラスに高めて地震による全交流電源喪失のリスクを可能な限り低減させることこそが合理的というべきである。

[63]　原子力安全委員会事務局「最近の主な外部電源喪失事象，非常用ディーゼル発電機（ＥＤＧ）等の起動失敗事例」

[64]　http://www.nucia.jp/nucia/kn/KnTop.do

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第５　シビア・アクシデント対策の不合理性（甲369の93～120p）
１　設置基準対象施設の不備
２　重大事故等対策の不備
３　重大事故等対処施設
４　可搬型設備に過度に依拠していること
５　特定重大事故等対処施設設置の猶予は合理性を欠くこと
６　大規模損壊対策

第５　シビア・アクシデント対策の不合理性（甲369の93～120p）

　１　設置基準対象施設の不備

(1)　「考え方」が述べる新規制基準の設置基準対象施設に対する要求（第１から第３の防護レベル）には，福島第一原発事故についての言及はない。これは，福島第一原発事故を受けて策定された新規制基準は，第１から第３の防護レベルについて以前の基準からほとんど変更を行っていないからである。

(2)　原子力安全委員会委員長であった班目春樹氏は，２００７年２月１６日，浜岡原発運転差止訴訟の証人尋問において，次のように証言していた^[41]。

□非常用ディーゼル発電機が２台動かなくても，通常運転中だったら何も起きません。ですから非常用ディーゼル発電機が２台同時に壊れて，いろいろな問題が起こるためには，そのほかにもあれも起こる，これも起こる，あれも起こる，これも起こると，仮定の上に何個も重ねて，初めて大事故に至るわけです。だからそういうときに，非常用ディーゼル２個の破断も考えましょう，こう考えましょうと言っていると，設計ができなくなっちゃうんですよ。つまり何でもかんでも，これも可能性ちょっとある，これはちょっと可能性がある，そういうものを全部組み合わせていったら，ものなんて絶対造れません。だからどっかで割り切るんです。

非常用ディーゼル発電機２台が動かないという事例が発見された場合には，多分，保安院にも特別委員会ができて，この問題について真剣に考え出します。事例があったら教えてください。ですからそれが重要な事態だということは認めます。□

しかし，２０１１年３月１１日に発生した福島第一原発事故では，非常用ディーゼル発電機２台が動かない事態が発生し，その結果，大量の放射性物質が環境に放出された。

班目氏が，同月２２日，参議院予算委員会において，上記浜岡原発運転差止訴訟における自身の証言を反省する答弁をしたのはあまりにも有名である（甲369の９７ｐ以下）^[42]。

[41]　「静岡地方裁判所平成１５年（ワ）第５４４号，平成１６年（ワ）第９号原子力発電所運転差止請求事件第１７回口頭弁論調書」

[42]　「第１７７回国会参議院予算委員会第７号議事録」

(3)　この点に関し，国会事故調も，以下のように福島第一原発事故の要因の一つとして，原子力法規制が過去に発生した事故のみに対応するという対症療法的なものであったことを指摘し，過去に発生した事故，経験にとどまらない可能性を検討し，対応する必要性を提言している^[43]。

[43]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）５８３頁

(4)　しかし，上記のとおり新規制基準の設置基準対象施設に対する要求（第１から第３の防護レベル）については，以前の基準からほとんど変更が行われていない。
このような新規制基準は，国会事故調が指摘した「当該事故のみに対応するという，対症療法的，パッチワーク的改定」にとどまるものといわざるを得ない。

　２　重大事故等対策の不備

(1)　「考え方」は，福島第一原発事故を踏まえ，重大事故等対策（シビアアクシデント対策）を要求することとしたと述べる。

(2)　しかし，福島第一原発事故が発生してから６年を経過した現在においてもなお，事故を起こした福島第一原発の機器損傷の状況や溶融デブリの位置・形状など原子炉内の基本情報が欠如しており，原因究明の計画すら立てられていない。特に，福島第一原発において地震によって生じた安全設備機能喪失の分析が不十分である。国会事故調報告書及びその後の事故解析は，地震による配管破損が１号機での事故原因である可能性を示唆している。

福島第一原発事故では，原子炉圧力容器や格納容器からの漏えい経路も推測の域を出ていない。原子炉圧力容器では，上部フランジからの漏えいが起きたかどうか。起きたとしたらその圧力・温度はどうか。ボルトの伸びやフランジローテーションやガスケットの挙動など，クリープは影響したかなど確認できていない。原子炉格納容器についても，水素や放射性物質の漏洩の定量的な評価が不十分である。格納容器ベントや水素爆発対策との関係からシビアアクシデント対策の有効性を慎重に検証する必要がある。また，炉心溶融後の機器や装置の作動が保障できなければ，シビアアクシデント対策は意味をなさない。

しかるに，前述のとおり，新規制基準のシビアアクシデント対策は，上記のような福島第一原発事故の十分な分析なくして策定されたものにすぎない。

(3)　「考え方」は，「独自に，敢えて格納容器が破損した場合を想定した対策を求めるなどし，加えてテロリズム対策も要求することとした」と述べるが，これらの対策は，諸外国に比べて遅れをとっており，国際的に確立された基準に従うことを求めた原子炉等規制法の明文に反している^[44]。

日本におけるシビアアクシデント対策は，チェルノブイリ事故を受けた１９８６年の検討開始から２００２年の整備完了まで１６年の期間を要し，１９８０年代から９０年代前半で主なシビアアクシデント対策研究と整備が完了していた欧米に対し，大きく遅れていた^[45]。

福島第一原発事故で現実に格納容器が破損する事態が発生したこと，「考え方」ですら述べる深層防護の考え方等を踏まえれば，「国際基準を踏まえて」格納容器が破損した場合を想定した対策及びテロリズム対策も当然に規制上要求されるべき事項である。しかるに，とりわけテロリズム対策については未だに国際水準に達していない。かかる違法な基準が，何ら安全性を保証しないことはいうまでもない。

「国会事故調報告書」１２５頁図１.３.３-３　日本のシビアアクシデント対策の遅れ　【図省略】

[44]　原子力安全・保安院「シビアアクシデント対策規制の基本的考え方に関する検討（外的事象に対する対策の基本的考え方）」

[45]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１２４～１２５頁

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　３　重大事故等対処施設

(1)　想定を超える外部事象等に対応できないこと

「考え方」が述べるとおり新規制基準は，設計基準対象施設に対して，外部電源の喪失を除いては共通要因故障を想定しておらず，想定を超える外部事象等による共通要因故障が発生した場合の対策として，重大事故等対策を要求している。

このような重大事故等対策の位置付けからすれば，重大事故等対処施設は，想定を超える外部事象等が発生した場合に機能することが期待されるものであるが，基準地震動により必要な機能が損なわれないこと，基準津波により必要な機能が損なわれないこと等，想定内の外部事象等に対する機能維持しか要求されていないため，基準地震動を超える地震動や基準津波を超える津波に襲われた場合には（重大事故等対策が必要となる本来的な場面である。），必要な機能が損なわれ，対応できないおそれがある。

このように新規制基準における共通要因故障の想定ひいては重大事故等対策は，矛盾をはらんだものになっており，設計基準として共通要因故障を想定すべきであるとともに，重大事故等対処設備に対して，想定を超える外部事象等に対しても必要な機能が損なわれないことを要求すべきである。

(2)　計測装置の規制要求の改訂が行われていないこと

「考え方」は，重大事故等に対処するためには，原子炉等の状況を把握し，収集した情報を元に，事故の進展に応じた対処をする必要があると述べる。

福島第一原発事故では，計測装置に対して炉心損傷にともなう熱や放射線の環境条件が設計想定を大きく上回ったため，原子炉水位計が機能不全となり，また，原子炉圧力容器内外の温度計，格納容器圧力抑制室の圧力計，原子炉格納容器雰囲気放射線モニタなどの故障が続出した。このため，炉心の冷却状態の適切な監視ができない状況に陥り，運転員が事故対応を行う上で甚だしい困難を招いた。事故時に必要とされる系統及び機器の機能維持は，米国で起きたスリーマイル島原発事故の教訓の一つとして，当時の原子力安全委員会が摘出し電力会社に対して対処を求めたことであるが，福島第一原発事故でこの教訓がないがしろにされていたことが露呈した。この問題は，「設計条件の見直し｣をしていないために，事故時に必要な機器が動かなかったことの具体的事例である。

このような過ちを繰り返さないためには，シビアアクシデント時の環境条件を適確に把握できる評価手法を確立すること，次いでその環境条件下に長期にわたり曝されても機能を維持できる計測装置類を開発し，その信頼性を実証することが必要である。少なくとも，原子炉水位計，原子炉圧力容器内外の温度計並びに格納容器圧力抑制室の水位計及び圧力計は，シビアアクシデント対応上必須の計測器であり，これらの計器がシビアアクシデント条件下で作動することを保証するか，あるいは新たな計器に置き換えられる必要がある。国会事故調も，福島第一原発事故では，電源喪失による計装系の機能喪失が大きな問題であったが，仮に電源があっても炉心溶融後は，設計条件をはるかに超えており，計測器そのものがどこまで機能するか，既設原発での計器類の耐性評価を実施し，設備の強化及び増設を含めて検討する必要があると指摘している^[46]。

しかし，新規制基準の検討チームは，「福島第一原子力発電所事故において問題となった原子炉水位計について，技術開発等の状況も踏まえ，規制要求の検討を行う」必要性があるとしながら，これを新規制基準施行後の検討課題として先送りにしている^[47]。

[46]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１０４頁

[47]　発電用軽水型原子炉の新安全基準に関する検討チーム「７月以降の検討課題について」

　４　可搬型設備に過度に依拠していること

(1)　「考え方」は，可搬型設備の柔軟性等のメリットを挙げるのみで，デメリットについて何ら言及しておらず，妥当でない。可搬型設備は，基本的には人の手で対処するため，確実に機能する保証がなく信頼性に乏しい。気象・海象や事故の影響を強く受けるので，猛暑，極寒の中での作業が続くこともある。特に大規模な地震の時には，地割れや余震，交通渋滞が予想され，満足に対応できるものではない。事故の進展によっては，放射線による被ばくのおそれもでてくる。人間が対応する以上，危険や恐怖と隣り合わせの作業であることを忘れてはならない。現に，福島第一原発事故では，電源確保のためのケーブルの引き回しや接続，消火系配管などの冷却系への接続，格納容器ベント操作など，その大半が適切にできなかった。シビアアクシデント対応は，訓練をすれば必ずできるといったものではなく，条件次第で全く機能しないこともある。炉心溶融という心理的プレッシャーと時間に追われる中で，その設備が使えない可能性がある。

このように可搬型設備には，常設設備に比べて，不確実な人的対応が必要になるというデメリットがある。

常設設備の確実性については，新規制基準の検討チームも認めるところであり，「信頼性を高めるため，設計基準を超える外部事象のうち，相対的に頻度が高い事象について，一定程度の想定をした事態に，より確実に対処できる恒設設備を中心とした対策を取る」と基本的考え方を明らかにしている^[48]。

[48]　発電用軽水型原子炉の新安全基準に関する検討チーム「外部事象に対する安全対策の考え方について（案）」１６頁

(2)　「考え方」は，可搬型設備のメリットのみを挙げて，重大事故等対策では可搬型設備による対策を基本とするものの，常設設備を排除するものではない旨述べるが，上記のように常設設備と可搬型設備にはそれぞれメリットとデメリットがあることからすれば，このような二者択一ではなく，いずれの対策も要求することが深刻な災害が万が一にも起こらないようにするための対策であり，求められるところである。可搬型設備のもたらす重大な危険性に鑑みれば，常設装備を明確に要求しないこと自体が不合理というほかない。

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　５　特定重大事故等対処施設設置の猶予は合理性を欠くこと

上記のとおり可搬型設備には，接続作業等の人的対応が必要となるデメリットがあり，このデメリットをカバーし得るものとして，常設設備である特定重大事故等対処施設を位置付けるべきであり，これを「バックアップ対策」にすぎないと位置付けることは相当でない。

のみならず，新規制基準は，当初，特定重大事故等対処施設の設置期限を新規制基準施行後５年間以内と猶予しており，さらに，事業者においてこの猶予期間すらも間に合わなくなったことから，工事計画認可から５年以内とさらなる猶予期間を設けるために規則改正が行われた^[49]。

このような設置猶予期間変更の経過を見ても，特定重大事故等対処施設の設置期限が極めて恣意的に定められたものであり，設置を猶予して再稼働を認めることには，安全性の観点から合理性を見出せないことは明らかである。

[49]　原子力規制庁「特定重大事故等対処施設等に係る考え方について」

　６　大規模損壊対策

(1)特定の事故シーケンスを想定した対策が講じられていないこと

「考え方」が述べるように新規制基準の大規模損壊対策は，特定の事故シーケンスを想定したものではない。

特定の事故シーケンスを想定しない結果，新規制基準の大規模損壊対策は，抽象的な要求にとどまり，また，根拠の乏しい想定が置かれるものとなっている。例えば，航空機の衝突による大規模損壊は，原子炉建屋の片側にしか発生せず，損壊している部分の反対側の接続口等は，健全であるという想定の下に，給水ポンプ等による給水を行うものとされているが（設置許可基準規則４３条３項３号），航空機の衝突時に原子炉建屋の片側が健全であるとは限らないし，また，弾道ミサイルが直撃した場合にこのような想定を置くことができないことは明らかである。

(2)放射性物質の放出を許容するものとなっていること

「考え方」が述べるように大規模損壊対策は，炉心の著しい損傷や格納容器の破損などを「緩和」するための対策や放射性物質の放出を「低減」するための対策であり，環境に放射性物質が放出されることを許容するものとなっている。大規模損壊対策においては，重大事故等対策のようにセシウム１３７の放出量が１００テラベクレルを下回ること等は要求されていない。

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第４　規制基準の不合理性・総論（甲369の27～92ｐとりわけ41～92ｐ）
１　福島原発事故の経緯が未解明である以上、合理的な規制基準を策定しようがないこと
２　国際原子力機関の安全基準と日本の規制基準の関係‐新規制基準がＩＡＥＡ安全基準を踏まえるべきは、日本法の要請であること
３　安全重要度分類の考え方
４　共通要因故障に起因する設備の故障を防止する考え方の欠如
５　偶発故障が一度に１つしか起こらないという考え方は非現実的であること

第４　規制基準の不合理性・総論（甲369の27～92ｐとりわけ41～92ｐ）

　１　福島原発事故の経緯が未解明である以上、合理的な規制基準を策定しようがないこと

すでに準備書面で繰り返し述べている通り、福島原発事故の経緯は未解明である。しかも、規制委員会も、そのことを部分的には認めている。それにもかかわらず、現時点までに明らかになっていない事象は些末な事象であると強弁して、規制基準が策定可能と弁解している。

しかし，新規制基準を策定するにあたって最も重要である事故の原因ですら，国会事故調をはじめとする各報告書等によっても確定できていない。また，各報告書等によっても，核心である格納容器内部は高線量のため十分に調査できる状態ではなく，核燃料物質が格納容器のどこに，どれだけ，いかなる形態で存するのか，２号機のサプレッションチェンバー^[27]の底部損傷がいつ発生したのか等，基本的な事実関係の解明にすら至っていない^[28]。

原子力規制委員会は，事故原因を正確に把握しないままに新規制基準を策定したのであり，この点からも新規制基準は不合理である。

[27]　格納容器の一部で，冷却材喪失事故時に放出される炉蒸気を凝縮するプール水を保持している部分をいう。福島第一原発２号機のＳ／Ｐはドーナツ型をしているのが特徴である。

[28]　田辺文也「福島第一原発事故の未解明問題と原発再稼働の科学的非合理性」（「科学」２０１５年８月号）

　２　国際原子力機関の安全基準と日本の規制基準の関係‐新規制基準がＩＡＥＡ安全基準を踏まえるべきは、日本法の要請であること

原子力規制委員会は，ＩＡＥＡ安全基準を取り入れるか否かは各国の自由な判断に委ねられる旨主張するが，これは，ＩＡＥＡ安全基準の前文の一部の文言のみを根拠とする主張である。

しかし，日本国内の法律は，ＩＡＥＡ基準を取り入れるかを、原子力規制委員会の裁量になど委ねていない。

国内の法律を見ると，原子力分野における憲法とも言われる原子力基本法が福島第一原発事故を受けて改正され，「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」ることを明示した（２条２項）。また，原子力規制委員会設置法にも，原子力利用に伴う事故発生の防止に「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」つこと，「確立された国際的な基準を踏まえ」て安全の確保に必要な施策を策定することが明記された（１条）。

これらの法改正等によって「確立された国際的な基準」を踏まえた安全性が要求されることが明文化されるに至った。そして，ＩＡＥＡ安全基準が「確立された国際的な基準」に該当することは，原子力規制委員会も争わないところである。

したがって，新規制基準は，「確立された国際的な基準」であるＩＡＥＡ安全基準を踏まえなければならない。

またＩＡＥＡ安全基準自体も，各国が自らの活動に同基準を適用することを推奨している^[29]。特に，深層防護などの安全確保のための原則を規定する「基本安全原則」については「すべてのＩＡＥＡ加盟国によって維持されることを保証するために，広範囲の国際的な見解の一致を求めて作成された。」，「すべての国がこれらの原則を厳守し支持することが望まれる。」^[30]などと，すべての国が厳守することを求めている。

かつ、福島第一原発事故を受けた原子力安全条約（日本も締約国）の強化により，ＩＡＥＡ安全基準を考慮する枠組みが定められた。すなわち，原子力安全条約は，ＩＡＥＡ安全基準を直接取り込んでいるものではないが，２０１２年８月に開かれた第２回特別会合で採択された条約運用文書の改訂によって，ピア・レビュー（締約国による相互間審査）が強化された。そこにおいて，これまで条約義務とは切り離された形で存在していたＩＡＥＡ安全基準を原子力の安全促進のための考慮事項とし，ピア・レビューのための国別報告の中に，安全条約上の義務を実施する際にＩＡＥＡ安全基準をいかに考慮したか，または考慮するつもりかについての情報を盛り込むこととされた^[31]。このように，ＩＡＥＡ安全基準を考慮することが原則として求められる。

このようにＩＡＥＡ安全基準を考慮することが求められる国際的な流れの中で，曲がりなりにも「世界最高水準」を標榜する新規制基準がＩＡＥＡ安全基準を踏まえないことはあり得ない。

仮に，原子力規制委員会が主張するようにＩＡＥＡ安全基準が既存の施設に適用されるか否かは個々の加盟国の決定事項だとしても，上記のとおり日本は，まさに自国の判断として，確立された国際的な基準を既存の施設に適用する方向で法整備を行ったのであり，上記原子力規制委員会の考え方は，法律を無視したものというほかない。

そして，新規制基準は，ＩＡＥＡ安全基準の要求事項のうち，例えば，避難計画の実行可能性・実効性を事業者に対する規制としていない。

このように新規制基準は，避難計画の実行可能性・実効性のような人の生命・身体に直結する何よりも重要な点についてすら規定していないのであり，これが法の明文に反することは明らかである。

また，ＩＡＥＡ安全基準「原子力発電所の安全：設計」は，安全上の重要度分類は，必要に応じ確率論的手法で補完されなければならないと定めるところ（5.2.），日本の重要度分類指針においては，確率論的手法が用いられていない^[32]。

原子力規制委員会の新規制基準検討チームは，確率論的手法を用いた重要度分類指針等の見直しを必要としながら，新規制基準施行後の検討課題として先送りにした^[33]。

[29]　「IAEA Safety Standards Fundamental Safety Principles Safety Fundamental No.SF-1」（「基本安全原則」）２頁「1.5．」

[30]　「IAEA Safety Standards Fundamental Safety Principles Safety Fundamental No.SF-1」（「基本安全原則」）viii頁

[31]　森川幸一「インセンティブ条約の特質と実効性強化へ向けた動き」２９頁

[32]　「IAEA Safety Standards Safety of Nuclear Power Plants: DesignSpecific Safety Requirements No.SSR-2/1 (Rev. 1)」(「原子力発電所の安全：設計」)

[33]　原子力規制委員会発電用軽水型原子炉の新規制基準に関する検討チーム「設置許可基準（ＳＡ対策規制に係るものを除く）の検討に係る論点の整理（案）」１頁

　３　安全重要度分類の考え方

「考え方」は，新規制基準が安全重要度分類を採用する理由は，それぞれの機能の重要度に応じて，十分に高い信頼性を確保することにある旨述べる。

しかし，当然のことながら，安全重要度分類の考え方を採用するだけで高い信頼性が確保できるはずもなく，適切な分類がなされてはじめて高い信頼性の確保につながるものである。しかるに「考え方」は，上記のような重要度分類指針における分類の適否，新たな知見と経験による見直しの要否等について検討を行っていない。

すなわち、原子力安全委員会の地震・津波関連指針等検討小委員会は，２０１２年３月１４日，福島第一原発事故の教訓を踏まえ，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について（とりまとめ）」を作成し，この中で，「今回の事故において，地震動による外部電源喪失が重要な要因となっていることから外部電源受電施設等の耐震安全性に関する抜本的対策が不可欠である」，「耐震設計上の重要度分類指針の見直しの必要がある」，「津波に対する施設・設備の重要度分類を規定することも必要である」として，重要分類度指針等の見直しの必要性を指摘した^[34]。

国会事故調は，福島第一原発事故では，電源喪失による計装系の機能喪失が大きな問題であったが，仮に電源があっても炉心溶融後は，設計条件をはるかに超えており，計測器そのものがどこまで機能するか，既設原発での計器類の耐性評価を実施し，設備の強化及び増設を含めて検討する必要があると指摘した^[35]。

しかし，原子力規制委員会の新規制基準検討チームは，上記のような福島第一原発事故の教訓等を踏まえ，重要分類度指針及び耐震重要度分類の見直しを必要としながら，新規制基準施行後の検討課題として先送りにした^[36]。

[34]　原子力安全委員会地震・津波関連指針等検討小委員会「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針及び関連の指針類に反映させるべき事項について（とりまとめ）」８頁

[35]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１０４頁

[36]　原子力規制委員会発電用軽水型原子炉の新規制基準に関する検討チーム「７月以降の検討課題について」

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　４　共通要因故障に起因する設備の故障を防止する考え方の欠如

(1)　「考え方」が述べるとおり新規制基準は，偶発事象による故障及び外務事象による故障のいずれについても，設計基準として，外部電源の喪失を除き，共通要因故障を想定していない。

しかし，福島第一原発事故のような深刻な災害が万が一にも起こらないようにするためには，設計基準においても，共通要因故障による複数同時故障を想定すべきであり，下記の点からすれば，想定していないことは明らかに不合理である。

(2)　まず，東京電力は，福島第一原発事故の原因の一つが外的事象を起因とする共通要因故障防止への設計上の配慮が足りなかったことにあることを認めている^[37]。

また，新潟県の柏崎刈羽原発においても，２００７年の中越沖地震によって３０００箇所以上の設備の同時損傷が発生していた^[38]。

[37]　「福島第一原子力発電所の安全性に対する総括」１頁

[38]　「新潟県中越沖地震を受けた柏崎刈羽原発にかかる原子力安全・保安院の対応第３回中間報告」2010.4.8以下の１５頁「不適合約３６００件」
中間報告第２回１４頁
中間報告書９頁

(3)　ＩＡＥＡ安全基準「原子力発電所の安全：設計」^[39]の「５全般的発電所設計」「要件２４共通原因故障」は，「設備の設計は，多様性，多重性，物理的分離及び機能の独立性の概念が，必要とされる信頼性を達成するためにどのように適用されなければならないかを判断するため，安全上重要な機器等の共通原因故障の可能性について十分に考慮しなければならない」と規定している。
設計において共通要因故障を考慮することが，国際的に求められている。

[39]　「IAEA Safety Standards Safety of Nuclear PowerPlants: Design Specific SafetyRequirements No.SSR-2/1 (Rev. 1)」(「原子力発電所の安全：設計」)

(4)　詳細は甲369の７９ｐ以下に書かれてとおりだが、原子力規制委員会の発電用軽水型原子炉の新安全基準委関する検討チームも，福島第一原発事故の教訓として，・設計上の想定を超える津波により機器等の共通要因故障が発生・非常用交流電源の冷却方式，水源，格納容器の除熱機能，事故後の最終ヒートシンク，使用済燃料プールの冷却・給水機能の多様性の不足を指摘し，設計基準で検討すべき論点として，現行の「多重性又は多様性」としている要求の「多様性」への変更の要否の検討が掲げられている。同検討チーム第４回会合において配布された資料でも，多重性又は多様性を選択する際に，共通要因による機能喪失が，独立性のみで防止できる場合を除き，その共通要因による機能の喪失モードを特定し，多様性を求めることを明確にすることが求められていた。

(5)　以上のとおり，東京電力は，福島第一原発事故の原因の一つが共通要因故障防止への設計上の配慮が足りなかったことにあると認めている。また，ＩＡＥＡ安全基準においても，福島第一原発事故の教訓を踏まえて新規制基準の検討を行っていた検討チームにおいても，設計基準対象施設について共通要因故障を考慮することを求めている。

しかし，現行の新規制基準は，その規制上の要求が欠けており，福島第一原発事故の教訓が生かされていない。

　５　偶発故障が一度に１つしか起こらないという考え方は非現実的であること

(1)　「考え方」は，偶発故障は１つの原因から１つしか起こらず同時に複数は起こらない（単一故障）と仮定し，想定した１つの故障によって安全機能が失われないかどうかを評価するとする（単一故障の仮定）。

しかし，甲369の８３ｐ以下で指摘されているとおり，多数の偶発事故が発生した例は枚挙に暇がなく，偶発故障が一度に１つしか起こらないという想定はあまりにも不合理である。

(2)　国会事故調はもとより，政府事故調など，福島第一原発事故の調査・分析を行った複数の事故調査委員会も，単一故障の仮定による評価の不十分さを指摘している（詳細は甲369の89p以下）。

(3)　ボイラー，鉄道，自動車，航空機等の技術の発展の歴史からすれば，一つの産業分野が十分な失敗経験を積むには２００年かかる。それらの技術に比べて原発はまだ６０年が経過したに過ぎない未熟な技術である。

人類は，ヒューマンエラーによるスリーマイル事故，設計思想の誤りによるチェルノブイリ事故，自然災害による福島第一原発事故を経て失敗経験を積んだが，懸念される事故原因がまだ残っている。テロなどの人間の悪意による事故に加え，「偶然の重なり」を挙げられる^[40]。偶然の重なり，すなわち偶発故障の複数同時発生を今こそ想定し，設計基準に反映しなければならない（甲369の91pなど）。

[40]　淵上正朗ら「福島原発で何が起こったか政府事故調技術解説」１６１頁

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第３　原子力規制委員会の「考え方」は最高裁判決に反し，司法審査の基礎とできないこと（甲369の13～26ｐ）
１　原子力規制委員会の考え方の要旨は次のとおりである（甲369の13p）
２　上記の考え方が法の明文や最高裁判決等に反すること
３　規制委員会の上記「考え方」が，今日における科学的知見にも反すること
４　原子力規制委員会が各分野について最新の専門的知見を有するという前提を欠くこと

第３　原子力規制委員会の「考え方」は最高裁判決に反し，司法審査の基礎とできないこと（甲369の13～26ｐ）

　１　原子力規制委員会の考え方の要旨は次のとおりである（甲369の13p）。

(1)　原子力発電所の安全審査には，多方面にわたる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り，原子炉等規制法の定めは，基準の策定について，安全確保に関する各専門分野の学識経験者等を擁する原子力規制委員会の科学的，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。

(2)　原子力発電所における安全性は，その危険性が社会通念上容認できる水準以下であるか，その危険性の相当程度が人間によって管理できる場合に，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を比較衡量した上で，これを一応安全として利用するという相対的安全性によるべきである。

(3)　相対的安全性の具体的な水準は，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いて，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である。

　２　上記の考え方が法の明文や最高裁判決等に反すること

(1)　法の明文に反すること

「考え方」の最も重大な問題は，福島第一原発事故後の法改正の経緯や趣旨に一切触れておらず，これらを無視している点である。同事故によって生じた結果の重大性を立法事実として，同事故の反省を踏まえ，そのような深刻な原発災害を二度と起こさないようにする，ということこそが上記法改正の趣旨であり，推進の論理に影響されることなく，厳格に安全性を確保しなければならないこととされたことは，国会事故調報告書，立法時の国会における議論，衆議院環境委員会決議文及び参議院付帯決議などからも明らかである。そして「考え方」がこれらの立法に反していることは，一読して明らかである。

(2)　最高裁判例に反すること‐専門技術的「裁量」と政策的裁量の混同

原子力規制委員会が上記「考え方の要旨」２のように考える根底には，原子力技術も科学技術の一つである以上，他の科学技術と同様，一定のリスクは社会として負担すべきであるという価値判断が存在すると思われる。しかし，万が一深刻な事故が発生してしまった場合の被害の甚大性^[17]に照らして，他の科学技術と全く同様の安全性しか要求されないということはできない^[18]。伊方最高裁判決が「深刻な災害が万が一にも起こらないようにする」と判示しているのも，まさにこの意味においてである。また，「裁量」の内容・範囲を画するには，法が原子力規制委員会に「裁量」を認めている趣旨を考える必要があるが，前述のとおり伊方最高裁判決は、法が行政庁に専門技術的「裁量」を認めている趣旨は，原子力発電所による「深刻な災害が万が一にも起こらないようにする」ためとする。また原子力規制委員会設置の目的は，福島第一原発事故の反省に立って，事故の「防止に最善かつ最大の努力」を行い，国民の生命をはじめとする諸利益の保護等に資するためであって（設置法１条），原子力規制委員会の任務は，そのために，「原子力利用における安全の確保を図ること」にあるのであるから（同法２条），専門技術的「裁量」の内容や範囲は，そのような趣旨・目的等に照らして厳格に解されなければならない。

現に伊方最高裁判決は，政治的政策的裁量と同様の広汎な裁量を認めたものと誤解されることを避けるため，判決文に「裁量」という語を用いていない^[19]。

１９９１年の裁判官会同概要集録でも，原発の安全性審査において，政治的，政策的裁量の余地がないことを明言し，専門技術的裁量について，さらに細かく２つの考え方を示している。１つは，比較的広汎に専門技術的裁量を認める立場であり，例えば，「幾つかの科学的学説のうち，いずれを採ることも許される」というものである。もう１つは，行政庁として，最高水準の科学的知識に基づいて常に最良の学説を選択し，科学的に正しい判断をするべきであると考えるもので，裁量の範囲を厳格に捉えるものであり，後者が推奨されている^[20]。

福島第一原発事故以前からこのような考え方が紹介されていたにもかかわらず，実際の裁判では必ずしもその理解が十分ではなかった。同事故後，法改正の趣旨等も踏まえれば，上記会同概要集録にいう後者の見解，専門技術的裁量の範囲を厳格に捉える立場が採用されるべきであり，これこそが伊方最高裁判決を正しく解釈するものである。

にもかかわらず，上記「考え方の要旨」３のとおり原子力規制委員会は，「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」いとして，政策的判断についてまで原子力規制委員会の裁量が及び，司法審査が及ばないかのような主張を行っている。

伊方最高裁判決においても，行政庁に認められる「裁量」は政治的，政策的裁量とはその性質の異なる専門技術的裁量（そもそも「裁量」という言葉自体用いていない）であり，「社会がどの程度の危険までを容認するか」という，まさに政策に関わるような事柄に対する裁量までは認められていない。このような事項についてまで裁量を認めよ，というのは，福島第一原発事故以前の司法審査から，さらに後退させるような主張であり，同事故後，断じて採用することはできない。

また，法が原子力規制委員会に対して，事故の「防止に最前かつ最大の努力をしなければならないという認識に立」つことを求め，「確立された国際的な基準を踏まえ」ることを要求している趣旨からすれば（設置法１条），法が「考え方」が述べるような広範な裁量を認めていないことは明らかである。

[17]　他の科学技術が事態の進展に伴って終息していくのに対し，Ｉ）原発事故は事態の進展に伴ってむしろ拡大していく点，II）トライアルアンドエラーによる実験と実証，検証を踏まえた安全性の向上という過程を踏むことができない点，III）地震や火山など科学的に不確実な現象に対応しなければならない点，並びに，IV）原発事故被害が，ｉ）遺伝子を傷つけて回復できないという意味での不可逆・甚大性，ii）極めて広範な地域に大量の放射性物質をまき散らすという広範囲性，iii）半減期が長く，原発の利用を承認していない将来世代にも深刻な被害を生じさせかねないという長期・継続性，及び，iv）地域のコミュニティを根こそぎ破壊するという全体性という特徴を有する点など，他の科学技術にはない被害の特殊性が存在する。

[18]　一般に，被る被害が質的・量的に甚大であればあるほど，より高度の安全性が求められる（蓋然性の小さい事象に対しても対応しなければならない）という理念を，「反比例原則」と呼ぶ。

[19]　伊方最高裁調査官解説は，判決が「裁量」という文言を用いなかった理由として，「『専門技術的裁量』が，安全審査における具体的審査基準の策定及び処分要件の認定判断の過程における裁量であって，一般にいわれる『裁量』（政治的，政策的裁量）とは，その内容，裁量が認められる事項・範囲が相当異なるものであることから，政治的，政策的裁量と同様の広汎な裁量を認めたものと誤解されることを避けるためであろう」としている（４１７頁）。

[20]　最高裁判所事務総局「平成３年行政裁判資料第６４号行政事件担当裁判官会同概要集録（その五）中巻・手続法編Ⅰ」は，「核燃料物質の使用施設が安全か否かは，高度の科学的判断が必要」ではあるものの，「政治的裁量の場合のように，諸々の事情が関係し，政治的立場等により幾つかの考え方がいずれも成り立ち得るが，そのどれを採るかは行政庁にゆだねられているといった性質のものではないように思われる」と述べている（６５２～６５３頁）。

(3)　確定した高裁判決違反－単純な比較衡量論は採用しえないこと

また，上記「考え方の要旨」２によれば，原子力規制委員会は，「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を比較衡量」するとしている。

ここでいう「比較衡量」の意味は定かではないが，原発訴訟における比較衡量の在り方について整理すると，図表１のようになる。

図表１　原発訴訟における比較衡量と安全性の下限　【図省略】

図表１の黒色曲線（必要性が高ければ安全性は低くても良い）が，必要性・公益性と安全性との一般的な比較衡量論であるが，これは志賀原発２号機控訴審判決によっても明確に否定されているものであり^[21]，推進側の論理に影響されないという前記衆議院環境委員会の決議文にも抵触するものであって到底採用し得ず，原子力発電所の安全性には，必要性・公益性がいかに大きくとも下回ることができない，いわば下限が存在することは，従来の裁判例からも優に認められる。

しかも，上記「考え方の要旨」３によれば，「社会通念」の水準の選択についても，法は，原子力規制委員会の選択に委ねたものとしているが，これは余りにも司法を軽視し，安全を軽視する考え方といわざるを得ない。具体的な水準を原子力規制委員会がいかようにも決めてよいというのは，図表１でいう「社会通念」とは，原子力規制委員会の「社会通念」と認めたものということになるのであって，そうすると，原子力規制委員会が安全と認めたものは全て安全ということになり，司法審査は一切及ばないという極めて不当な結論になる。かかる「考え方」の記載には，原子力規制委員会による司法軽視の態度が端的に表れている。

[21]　志賀原発２号機控訴審判決は，「原子力発電所の利用により得られる利益がいかに大きなものであったとしても，その危険性の程度を緩和することはできず，…（略）…放射線，放射性物質の環境への排出を可及的に少なくし，これによる災害発生の危険性を社会通念上無視し得る程度に小さなもの」に保つことを要するとしている。なお，女川原発控訴審判決は，単純な比較衡量論ではなく，原発の稼働により，周辺住民に「具体的な危険をもたらすおそれのある場合には，いかにその必要性が高くとも，その建設・運転が差し止められるべき」であるが，逆に，原発の「必要性が著しく低いという場合には，これを理由としてその建設・運転の差止めが認められるべき余地がある」と，片面的な比較衡量論を採用している（図表１の緑色実線）。

(4)　学説及び海外の裁判実務

科学に不確実性が存在する場合の安全性の判断方法について，名古屋大学法科大学院の下山憲治教授は，唯一正しい解決に向けた意思決定（法の適用）ができるとは限らず，例えば，要件を充足していないのに「充足している」と誤判定し権利・自由を制限してしまう「第一種の過誤」と，逆に，充足しているのに「充足していない」と誤判定し保護すべき権利利益に被害が発生してしまう「第二種の過誤」という統計学上の区分を参考に，対象となる法制度の趣旨・目的が指向する方向性が「第一種の過誤」の回避にあれば「疑わしきは自由のために」，「第二種の過誤」の回避にあれば「疑わしきは安全のために」という基本方針に結びつく，と述べる^[22]。

そして，原子力発電所の持つ潜在的な危険性，事故が起こった場合の被害の特殊性や福島第一原発事故後の法改正の趣旨に照らせば，原子力発電所の規制においては，当然に「第二種の過誤」の回避，すなわち，「疑わしきは安全のために」という基本方針が採用されなければならない^[23]。

図表３　第１種の過誤と第２種の過誤の整理　【図省略】

このような考え方は，ドイツの原発訴訟において一般的に採用されている方法である。
ドイツでは，原子力法において「原子力の危険と電離放射線の有害な作用から生命・健康・財産を保護すること」が目的とされており（原子力法１条２号），必要とされる事前配慮がある場合には，技術的に不能であっても措置を講じなければならず，技術の活用に対する人の生命・健康の価値の優越性が承認されている^[24]。このような規定ぶりは，日本の法規制と大きく異なるところはない。

ドイツにおいても行政庁の裁量は認められているが，このような法の趣旨に照らし，その裁量には，①現存する不確実性を排除するために，工学上の経験則に準拠するだけでは足りず，科学（理論）的な想定や計算に過ぎないものをも考慮に入れなければならず，②全ての支持可能な（代替可能な）科学的知見を考慮に入れなければならず，支配的な見解に寄りかかることは許されず，③十分に保守的な想定をもってリスク調査やリスク評価に残る不確実性を考慮に入れなければならない，という制約が存在する^[25]。

これまでの原発訴訟において，事業者ないし行政庁は，住民側が指摘する不確かさの考慮について正面から反論することなく，「全体として適切に考慮している」とか，自らの主張のみを提示して，合理性があるとのみ説明してきた。これでは，裁判所は，事業者ないし行政庁がなぜ住民側の指摘する問題を考慮しないのか，その判断の過程を追うことができない。判断の過程を追うことができないということは，事業者ないし行政庁の説明が不十分であるということにほかならず，その判断に過誤，欠落があったとして裁量の濫用・逸脱があったものと推認せざるを得ないのである。大津地裁２０１６年３月９日高浜原発３・４号機運転差止仮処分決定も，まさにこの点を問題視して事業者の説明が不十分であると判断していると考えられる。

[22]　下山憲治「行政上の予測とその法的制御の一側面」（「行政法研究」第９号）７２頁

[23]　このような「疑わしきは安全のために」という基本方針が採用されている例として，食品衛生法７条１項が挙げられる。同項は，「人の健康を損なうおそれがない旨の確証がないもの」について，食品衛生上の危害の発生を防止するために必要があると認めるときは，その食品の販売を禁止することができるという規定であるが（２項にも同様の表現がある），これは，人の健康を損なうおそれがある場合のみならず，その疑いを払拭できないという「いずれとも判断できない場合」を含むものであって，権限行使が必要であるにもかかわらず，行使しないという過誤（第二種の過誤）を回避する考え方である。下山憲治教授は，原発についても第二種の過誤を回避する考え方が妥当することを前提として，司法審査における具体的な基準を提案している（前掲「行政上の予測とその法的制御の一側面」７９頁）。

[24]　日本エネルギー法研究所「諸外国における原子力発電所の安全規制に係る法制度‐平成２２・２３年度原子力行政に係る法的問題研究班研究報告書‐」４～５頁

[25]　日本エネルギー法研究所「諸外国における原子力発電所の安全規制に係る法制度‐平成２２・２３年度原子力行政に係る法的問題研究班研究報告書‐」１０，２０～２１頁

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　３　規制委員会の上記「考え方」が，今日における科学的知見にも反すること

(1)　原子力技術の観点より‐限定的な意味での「絶対的安全性」であれば達成されるべきであり、達成も可能であること

また，「考え方」によれば，絶対に災害発生の危険がないという「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とされている。この点，「いかなる軽微な事故も絶対に起こらない」という意味での絶対的安全性，いわゆるゼロリスクについては，達成不可能であり，要求も困難であろう。

しかし，例えば，鉄道を高架化することで「踏切死亡事故」を絶対に起こさないようにする，という限定的な意味であれば絶対的安全性は達成可能であるし，実社会で現に要求されてもいる。また，福島第一原発事故発生当時にＮＲＣ委員長であったグレゴリー・ヤツコ氏は，現在の原子力発電所について，「バッド・デザインである」と述べている^[26]。つまり，本来であれば限定的絶対的安全性が確保されるようなグッド・デザインが採用されるべきであるが，現状としてそのような設計ができないということであり，少なくとも，福島第一原発事故発生当時にＮＲＣ委員長であった同氏がそのようなレベルの安全性を志向しているということは，極めて興味深い事実である。

[26]　佐藤暁「ヤツコ元ＮＲＣ委員長との対話から：原子力発電の将来‐『バッド・デザイン』と一蹴するヤツコ氏の真意」（「科学」２０１５年４月号）

(2)　地震学の観点より‐科学の不確実性と管理可能性

上記「考え方の要旨」２によれば，原子力規制委員会の考える「相対的安全性」とは，①その危険性が社会通念上容認できる水準以下であるか，②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を比較衡量した上で，これを一応安全として利用することであるという。

しかし，②の前提については，前記のとおり地震を含む地球物理科学には非常に大きな不確実性が存在するため（纐纈一起教授の地震学の三重苦を想起されたい。），「②危険性の相当程度が人間によって管理できる」状況にあるとは到底考えられない。
②のような前提を持ち出すこと自体，科学の不確実性に対する謙虚さが全く見られないというほかない。

このことは，名古屋高裁金沢支部に係属する同種訴訟（同支部平成２６年（ネ）第１２６号）において行われた島崎邦彦氏の証人尋問からも明らかにされた。以下、証言内容の主な点を再掲する。

1. 入倉・三宅式は，地震発生後に震源インバージョン等により解析された断層面積を当てはめればおおよそ妥当な結果を得られるが，地震発生前に確認できる活断層の長さを当てはめると地震動の大幅な過小評価となり，入倉・三宅式を基準地震動の算定に用いた原発では基準地震動が過小に算定されていること
2. このように，本件原発（近代的観測手法が導入されて以来、大規模な地震が近傍で発生しておらず、「事前に」データを入手しにくい）につき入倉・三宅式を用いて基準地震動を算定すると過小評価になること自体は，島崎氏のみが主張していることではなく，東京大学の纐纈一起教授や三宅弘恵教授の見解からも示されていること
3. 地震本部が２０１６年１２月９日に行ったレシピの改訂によっても，過去の地震記録のない本件原発において入倉・三宅式を用いて基準地震動を推定する手法は事実上否定されており，この点で基準地震動の審査は不十分で，「最新の研究成果を考慮」するとした審査ガイドにも反した欠陥があること

　４　原子力規制委員会が各分野について最新の専門的知見を有するという前提を欠くこと

さらに、原子力規制委員会の構成が違法であることは「第２」で述べた通りであるが，これに加え、原子力規制委員会が安全確保に関する各専門分野の学識経験者等を擁するという事実も存在しない。例えば，火山事象に関しては，原子力規制委員会が専門的知見を有するとは到底思われず，現に，川内原発の運転差止について判断した福岡高裁宮崎支部決定も，火山に関する規制委員会の見解が不合理であると指摘した（詳細は「第１１」で述べる）。地震現象に関しても，島崎邦彦前原子力規制委員会委員長代理が指摘した「入倉・三宅式問題」の検討において，原子力規制委員会が事務方である原子力規制庁からの意見や提案を検証することすらできないという実態が明らかになっている。

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第２　原子力規制委員会の構成における違法（甲369の1～12ｐ）
１　前提：国会事故調は両議院の同意を得て両議院の議長が任命した委員長及び委員に選任されたこと，およびその提言内容
２　原子力規制法２条２項、及びＩＡＥＡ安全基準
３　欠格要件に関する法の明文規定、国会で明らかにされた立法者意思、及びガイドライン
４　選任された委員長及び委員が欠格事由に該当すること

第２　原子力規制委員会の構成における違法（甲369の1～12ｐ）

　１　前提：国会事故調は両議院の同意を得て両議院の議長が任命した委員長及び委員に選任されたこと，およびその提言内容

東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（国会事故調）は，東京電力福島原子力発電所事故調査委員会法により両議院の同意を得て両議院の議長が任命した委員長及び委員（計１０名）が東京電力あるいは政府という事故の当事者や関係者から独立した調査を国家の三権の一つである国会の下で行うために設置された委員会であり，２０１２年７月５日，両議院の議長に国会事故調報告書^[7]を提出した。

国会事故調は，福島第一原発事故の根本的原因として，地震及び津波対策の未実施並びにシビアアクシデント対策の不備を挙げ，これらは，規制当局と事業者との間で，「原発はもともと安全が確保されている」という大前提が共有され，既設炉の安全性，過去の規制の正当性を否定するような意見や知見，それを反映した規制，指針の施行が回避，緩和，先送りされるように落としどころを探り合う中で生じたものであることを指摘している^[8]。

このように規制当局が規制の先送りや事業者の自主対応を許すことで，事業者の利益を図るなど，規制当局の推進官庁及び事業者からの独立性が形骸化していた結果，福島第一原発事故が発生した。

国会事故調は，「規制当局は組織の形態あるいは位置付けを変えるだけではなく，その実態の抜本的な転換を行わない限り，国民の安全は守られない。国際的な安全基準に背を向ける内向きの態度を改め，国際社会から信頼される規制機関への脱皮が必要である。また今回の事故を契機に，変化に対応し継続的に自己改革を続けていく姿勢が必要である」と結論付け^[9]，新しい規制組織の要件として，「①政府内の推進組織からの独立性，②事業者からの独立性，③政治からの独立性を実現し，監督機能を強化するための指揮命令系統，責任権限及びその業務プロセスを確立する」という「高い独立性」を要件とすることを提言している^[10]。政府事故調も，ほぼ同様の提言をしている。

[7]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）

[8]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１０～１２頁

[9]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）１８頁

[10]　「国会事故調報告書」（ＷＥＢ版）２１頁

　２　原子力規制法２条２項、及びＩＡＥＡ安全基準

福島第一原発事故を受けて改正された原子力基本法２条２項が安全の確保について「確立された国際的な基準を踏まえ」て行うものとしているところ，原子力規制機関として必要な独立性，中立性について，ＩＡＥＡ安全基準の「政府，法律及び規制の安全に対する枠組み」（ＧＳＲＰａｒｔ１（Ｒｅｖ．１））は，原子力規制機関は，その安全関連の意思決定に対する不当な影響から実効的に独立していることを確実なものとしなければならない，その意思決定に不当な影響を及ぼす可能性のある，責任又は利害を持つ組織とは機能面で分離されていることを確実なものとしなければならないとしている。したがって，原子力規制委員会もかかる要件を満たさなければならない。

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　３　欠格要件に関する法の明文規定、国会で明らかにされた立法者意思、及びガイドライン

原子力規制委員会設置法（設置法）７条７項は委員長及び委員の欠格要件について定めるところ，その趣旨は，委員就任時はもちろんのこと，過去に原子力事業者の役員や従業者であったという経歴を有することは，欠格事由に該当する，あるいはこれに準ずると捉える点にある。

このことは，設置法案審議中の２０１２年６月１８日及び翌１９日の参議院環境委員会において，立法者の意思として確認されている。

同月１８日の参議院環境委員会では，委員長及び委員の独立性について，下記質疑がなされており，過去に原子力事業者の役員や従業者であったという経歴を有することは，欠格事由に該当する（準ずる）ことが確認されている^[11]。

〇水野賢一君
…（略）…
だから，ちょっと立法者の意思として教えてもらいたいと思うんですけど，例えば東京電力とか原発を持っているような会社の役員だった，過去に役員だった人とかというのは，これ委員になれるんですか。

〇衆議院議員（生方幸夫君）
…（略）…
普通に考えて，今般の東電の事故を見ても，いわゆる原子力村というふうに言われている人たちの中で行われていたことが事故を拡大させたということもございましたので，これからつくられる原子力規制委員会については，そういう村にかつて属して，どっぷりつかった人たちが委員になる，あるいは委員長になるということは考えられないし，それが適当であるというふうには私は思いません。

〇国務大臣（細野豪志君）
…（略）…
そこは，これからの委員の選定というのは，もちろん法的な欠格事由も明確にした方がいいと思いますし，法律的にそうなっていますから，今回は。さらには，それにとどまるのではなくて，ガイドラインを設けて厳しい基準の下でやると。さらに，それに上乗せをしてさらに情報公開という，やはり三段階ぐらいの厳しさを持たないと国民の皆さんから受け止められないというふうに思うんですね。

翌１９日の参議院環境委員会においても，下記質疑がなされており，過去に原子力事業者の役員や従業者であったという経歴を有することは，欠格事由に該当する，あるいはこれに準ずると捉えることが法の趣旨であることが確認されている^[12]。

〇水野賢一君
…（略）…
要は，この法案（引用者注：原子力規制委員会設置法案）の７条にもいろいろと書いてあることというのは，つまり原子力関係者たちは駄目よみたいなことは確かに書いてあるんですけど，これを見ると，法文だけ見ると現在のことのように見えるんですけど，これは現在だけじゃなくて過去もそれに準ずるという理解でよろしいんでしょうか。
…（略）…

〇衆議院議員（近藤昭一君）
…（略）…
準ずるということでございます。

そして，内閣官房原子力規制組織等改革準備室は，２０１２年７月３日，「中立公正性及び透明性の確保を徹底することが必要」であるとして，原子力規制委員会の委員長及び委員の要件について，上記設置法７条７項の欠格要件に関するガイドライン「原子力規制委員会委員長及び委員の要件について^[13]」を定めた。同ガイドラインでは，就任前直近３年間に，同一の原子力事業者等から，個人として，一定額以上の報酬等を受領していた者は欠格者とされた。

[11]　「第１８０回国会参議院環境委員会会議録第６号」３１頁

[12]　「第１８０回国会参議院環境委員会会議録第７号」９～１０頁

[13]　内閣官房原子力規制組織等改革準備室「原子力規制委員会委員長及び委員の要件について」

　４　選任された委員長及び委員が欠格事由に該当すること

ところが実際に選任された原子力規制委員会の委員には，下記のとおり設置法７条７項３号又は上記ガイドラインにおける欠格事由があった^[14]。

政府は，２０１２年７月２６日，国会に原子力規制委員会の委員長及び委員の人事案を提示したが，人事案を提示した時点において，委員候補とされていた更田豊志氏（現在は委員長代理）は，独立行政法人日本原子力研究開発機構の副部門長であった。同機構は，高速増殖炉もんじゅを設置し，東海再処理工場を保有する原子力事業者であり，まさに設置法７条７項３号の定める再処理事業者と原子炉設置者に該当することが明らかであった。

また，委員候補とされていた中村佳代子氏についても，公益社団法人日本アイソトープ協会のプロジェクトチーム主査であった。同協会は，研究系・医療系の放射性廃棄物の集荷・貯蔵・処理を行っており，「原子力に係る貯蔵・廃棄」の事業を行う者であり，設置法の施行後は原子力規制委員会による規制・監督に服することになるのであって，設置法７条７項３号の定める原子力事業者等に該当することが明らかであった。

その結果，独立行政法人日本原子力研究開発機構（旧動燃）副理事長，原子力委員会委員長代理，原子力学会会長を歴任し，まさに福島第一原発事故の発生に直接的又は間接的に寄与した人物というほかない田中俊一氏が委員長に選任された。

しかも，政府が２０１２年７月２６日に提案した人事案に基づく委員長及び委員の選任については，法が要求する両議院の同意（設置法７条１項）すらないままに選任が断行された^[15]。

当該人事案については，上記のとおり欠格要件に該当する者や明らかな不適格者が含まれていたため，「人事案撤回」の世論が日増しに強まり，野党議員はもとより与党議員の中からも，委員長及び委員候補の適格性と選任の適法性への疑問が強く提起され，結局，１か月以上国会で議論しても同意が得られず，２０１２年９月８日に国会が閉会するに至った。

ところが，政府は，同月１９日，設置法附則２条３項の定める原子力緊急事態宣言がされている場合の特例を根拠として，国会の同意なしに委員長及び委員の任命を断行した。しかし，本件がかかる特例が適用される場合にあたらないことは明らかである。

このように国会の同意という，法が明文で要求する民主的プロセスすら無視して原子力規制委員会の委員長及び委員は選任された。さらに，２０１４年９月に改選された委員についても，下記のとおり法の趣旨又はガイドラインに抵触する選任がなされた^[16]。

田中知氏については，日本原子力産業協会役員（２０１１年～２０１２年），エネルギー総合工学研究所役員（２０１４年４月２２日現在現職）等の経歴があり，また，三菱ＦＢＲシステムズ「アドバイザリー・コミッティー」（２０１４年６月まで）及び日本原燃「ガラス固化技術研究評価委員会委員長」（同年３月まで）を有報酬で務めていた。政府は，上記ガイドラインにおける「原子力事業者等」の定義について，「電力会社に加え，電力会社の子会社等経済的に強いつながりが認められるもの」とし，日本原子力産業協会を例示していたから，同協会の役員であったことのみをもってしても，同氏が上記法の趣旨又は上記ガイドラインの欠格要件に該当することは明らかであった。

また，同氏は，東電記念財団から５０万円以上の報酬等（２０１１年度），日立ＧＥニュークリア・エナジーから６０万円の寄付（同年度），太平洋コンサルタントから５０万円の寄付（同年度）等，就任直近３年間に原子力事業者等から報酬等を受領しており，原子力事業者等との癒着の度合いも強かった。

しかも，井上信治環境副大臣は，２０１４年５月２８日の参議院原子力問題特別委員会において，上記ガイドラインの欠格要件を適用せずに人選した旨答弁した。

かかる違法な経緯で構成された原子力規制委員会の審査が，何ら安全性を保障しないことは明らかである。

[14]　日本弁護士連合会「原子力規制委員会委員の人事案の見直しを求める日弁連会長声明」

[15]　日本弁護士連合会「国会同意を経ない原子力規制委員会人事決定に関する日弁連会長声明」

[16]　原発ゼロの会「田中知氏の原子力規制委委員会委員への任命案について（談話）」

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

目次

第１　はじめに（甲369［4 MB］の序論部分参照）

原子力規制委員会は，２０１６年６月２９日開催の会議において，原子力規制庁が作成した「実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について」（以下「考え方」という。
丙６９）を了承した^[1]。「考え方」は，この僅か１回の会議で策定され，その後，同年８月２４日に改訂されている^[2]。

原子力規制庁の説明によれば，「考え方」は，新規制基準の内容や考え方について，設置許可基準規則を中心に解説する資料として作成されたものであり^[3]，更田委員によれば，「考え方」は，法律や規則で要求しているものと安全対策をつなぐ，安全対策の基本的な考え方を理解するための文書ということである^[4]。

しかし，上記のとおりわずか１回の会議を経たのみで策定されたことや，田中委員長が上記会議において訴訟対策として「考え方」を作成したと発言し（甲３６９のｉ～iiページ参照），これを受けて「考え方」が了承された^[5]ことからも示されるように，この「考え方」は，法が要求する，最新の科学的知見を反映させた万全の安全対策を示したものではない。

また，「考え方」はあくまでも，原子力規制委員会の「主張」を記載しているに過ぎない。「考え方」の項目の中には，これといった理由を述べることなくほとんど結論しか述べていない項目が多い。このような「考え方」が「原子力規制委員会がそのように結論付けている」という理由だけで安易に採用されるとすれば，必然的に誤った判断を招き，司法が単に行政に追随するだけの機関に堕すことになる。

そして，上記懸念は，杞憂とはならず，大津地裁２０１６年３月９日高浜原発３・４号機運転差止仮処分決定の抗告審において，大阪高裁は，「考え方」の内容の当否を検討することなく，「原子力規制委員会がそのように結論付けている」という理由だけで「考え方」を安易に採用し，２０１７年３月２８日，高浜原発３・４号機運転差止仮処分決定を取り消した^[6]。かかる判断が明らかに誤りであることは，同決定が原子力規制委員会の委員長代理という要職にあった，我が国を代表する地震学者である島崎邦彦氏の科学的知見を「不合理」と断じたことからも明らかである。

「考え方」の中には，法令の規定，確立された国際的な基準，あるいは今日の科学的知見に反する記載が随所に見られる。このような不合理な「考え方」に基づいて作成された新規制基準に依拠した審査では，深刻な原発事故の発生が避けられない。このことの詳細は甲３６９で，客観的な証拠を摘示した上で詳しく述べられており，原告らもこれらの記載を援用するが，本準備書面においては特に，その中でも要点に絞って主張する。

本件の審理にあたっては，安全性を著しく軽視する原子力事業者及び規制当局に安易に追従して福島第一原発事故を招いた司法の反省を踏まえ，同報告書（甲３６９）の内容を十分ご検討いただき，新規制基準や適合性審査の合理性・妥当性については慎重に吟味し，福島第一原発事故のような悲劇を二度と繰り返さないという改正された原子力関係法令の趣旨を実現していただくよう求めるものである。

[1]　「平成２８年度原子力規制委員会１８回会議議事録」２７頁
（当初の書面記載リンク「https://www.da.nra.go.jp/file/NR000027749/000155742.pdf」はリンク切れとなっているので、リンクを更新しています。2024/5/5 吉田）

[2]　https://www.nsr.go.jp/data/000155788.pdf

[3]　「実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方に関する資料の作成について」
（当初の書面記載リンク「https://www.da.nsr.go.jp/file/NR000027589/000155313.pdf」はリンク切れとなっている。なお「新規制基準の考え方」検討報告書～原子力規制委員会の欺瞞～２０１７年６月１日策定　脱原発弁護団全国連絡会 → こちら を参照のこと。2024/5/5 吉田）

[4]　「平成２８年度原子力規制委員会１８回会議議事録」２５頁
（ [1] に同じ）

[5]　「平成２８年度原子力規制委員会１８回会議議事録」２７頁
（ [1] に同じ）

[6]　http://www.courts.go.jp/app/files/hanrei_jp/742/086742_hanrei.pdf

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２０１７（平成２９）年１０月２７日

原告第３９準備書面
－原子力規制委員会の「考え方」が不合理なものであること－

原告第39準備書面［2 MB］

目　次

第１　はじめに（甲369の序論部分参照）

第２　原子力規制委員会の構成における違法（甲369の1～12ｐ）
１　前提：国会事故調は両議院の同意を得て両議院の議長が任命した委員長及び委員に選任されたこと，およびその提言内容
２　原子力規制法２条２項、及びＩＡＥＡ安全基準
３　欠格要件に関する法の明文規定、国会で明らかにされた立法者意思、及びガイドライン
４　選任された委員長及び委員が欠格事由に該当すること

第３　原子力規制委員会の「考え方」は最高裁判決に反し，司法審査の基礎とできないこと（甲369の13～26ｐ）
１　原子力規制委員会の考え方の要旨は次のとおりである（甲369の13p）
２　上記の考え方が法の明文や最高裁判決等に反すること
３　規制委員会の上記「考え方」が，今日における科学的知見にも反すること
４　原子力規制委員会が各分野について最新の専門的知見を有するという前提を欠くこと

第４　規制基準の不合理性・総論（甲369の27～92ｐとりわけ41～92ｐ）
１　福島原発事故の経緯が未解明である以上、合理的な規制基準を策定しようがないこと
２　国際原子力機関の安全基準と日本の規制基準の関係‐新規制基準がＩＡＥＡ安全基準を踏まえるべきは、日本法の要請であること
３　安全重要度分類の考え方
４　共通要因故障に起因する設備の故障を防止する考え方の欠如
５　偶発故障が一度に１つしか起こらないという考え方は非現実的であること

第５　シビア・アクシデント対策の不合理性（甲369の93～120p）
１　設置基準対象施設の不備
２　重大事故等対策の不備
３　重大事故等対処施設
４　可搬型設備に過度に依拠していること
５　特定重大事故等対処施設設置の猶予は合理性を欠くこと
６　大規模損壊対策

第６　電源確保対策の不合理性（甲369の121～145p）
１　福島第一原発事故の原因を決めつけ，同事故の教訓を踏まえていないこと
２　外部電源の信頼性強化対策が放棄されていること
３　非常用電源設備の機能確保対策が不十分であること
４　全交流動力電源喪失対策設備（設置許可基準規則１４条）の不備
５　３系統目の猶予が違法であること
６　全電源喪失に対する対策の欠如
７　不合理に低い外部電源系の重要度分類
８　不合理に低い耐震設計上の重要度分類

第７　使用済燃料の貯蔵施設（甲369の146～167p）
１　使用済燃料の危険性
２　福島第一原発事故の教訓：使用済燃料の冠水状態が維持できない事態も生じ得ることを想定すべきこと
３　国会事故調報告書が指摘した技術的問題が解消されていないこと
４　原子力学会の提言
５　使用済燃料の貯蔵施設
６　使用済燃料貯蔵施設の不合理な耐震重要度分類
７　計装系をＳクラスとすべきであること

第８　地震（甲369の168～209p）
１　地震対策の規制の経緯とその誤り
２　その理由：地震の科学の限界
３　具体的な基準は合理的な理由なく，時間切れというだけで作られなかった
４　規制上の要求事項は曖昧であり，原発への規制として合理性を欠くこと
５　国際的に確立されたＩＡＥＡ・ＳＳＧ‐９の不採用
６　応答スペクトルに基づく地震動評価
７　断層モデルを用いた手法による地震動評価
８　震源を特定せず策定する地震動
９　「安全余裕」について

第９　津波（甲369の210～219p）
１　津波対策に関する「考え方」の基本的な問題点
２　基準津波の想定
３　東京大学地震研究所教授の纐纈一起氏の「原発のように重要なものは世界中の既往最大の地震や津波に備えるしかない」という見解を，結局規制委員会も否定できていないこと

第１０　火山（甲369の221～258p）
１　立地審査指針の基本的不合理性
２　火山影響評価ガイドにおける評価方法
３　立地評価の方法
４　将来の活動可能性評価に関する国際基準違反
５　川内即時抗告審決定によっても立地評価に係るガイドの合理性は否定されていること
６　大規模噴火の予測に関する火山学者の発言等
７　降下火砕物による影響
８　非常用ディーゼル発電機への影響

第１１　立地審査指針（甲369の271p～最後）
１　立地審査指針の構成
２　福島第一原発事故を経験した今日における立地審査指針の重要性
３　具体的な適用場面における甘い事故想定
４　現在における立地審査指針の位置づけ
５　過酷事故対策や原子力防災の強化によって立地審査指針が不要となったとする考え方は，法や国際基準とも整合しない。
６　原子力規制委員会の「考え方」が本末転倒な不合理なものであること
７　小括

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★証拠説明書　甲第369号証［87 KB］（第39準備書面関連）
2017年（平成29年）10月27日

• 甲第369号証［4 MB］（＝kou369-2.pdf）
  「新規制基準の考え方」検討報告書～原子力規制委員会の欺瞞～（脱原発弁護団全国連絡会）

  【注意】甲第369号証の旧ファイル「kou369.pdf」は、「p.164＝ノンブルp.151、脚注203」記載の下記リンクが切れていましたので、削除しています。
  ［リンクエラー箇所］203　奥山俊宏「震災４日前の水抜き予定が遅れて燃料救う福島第一原発４号機燃料プール隣の原子炉ウェル」
  http://judiciary.asahi.com/articles/2012030800001.html
  ［新ファイル「kou369-2.pdf」では下記のように訂正してあります。］
  https://webronza.asahi.com/judiciary/articles/2712030800001.html
  （論座アーカイブ）

★証拠説明書　甲第370～380号証［183 KB］（第40準備書面関連）
2017年（平成29年）10月27日

• 甲第370号証［273 KB］
  南海トラフ沿いの大規模地震の予測可能性について（南海トラフ沿いの大規模地震の予測可能性に関する調査会）
• 甲第371号証［5 MB］
  岩波科学2014年9月号『過酷事故のナイトメアシナリオ』（岩波書店・佐藤暁）
• 甲第372号証［4 MB］
  原子炉事故に人を立ち向かわせるということ（岩波書店・佐藤暁）
• 甲第373号証［292 KB］
  「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」（原子力規制委員会）
• 甲第374号証［5 MB］
  被告関電ホームページ（被告関電）
• 甲第375号証［6 MB］
  「吉田昌郎の遺言―吉田調書に見る福島原発危機―」（一般財団法人日本再建イニシアティブ　民間事故調報告書検証チーム）
• 甲第376号証［2 MB］
  聴取結果書（被聴取者吉田昌郎）（東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会事務局局員　加藤経将）
• 甲第377号証［2 MB］
  聴取結果書（被聴取者吉田昌郎）（東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会事務局局員　加藤経将）
• 甲第378号証［983 KB］
  聴取結果書（被聴取者吉田昌郎）（東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会事務局局員　加藤経将）
• 甲第379号証［3 MB］
  福島第一原子力発電所の従業員に対するアンケート調査結果（国会事故調）
• 甲第380号証［8 MB］
  NHKスペシャル『メルトダウン』取材班著『福島第一原発　1号機冷却「失敗の本質」』（第4章の抄）（鈴木章雄、岡本賢一郎、国枝拓）