準備書⾯（２１０）－基準地震動が⾒直された後、レッドセルにおいて、 耐震性が確保する基本的な⽅針を確認することは基本設計問題である－2024年6⽉28⽇⼝頭弁論
海渡雄⼀（訴訟代理⼈）1

第1 問題の整理第1 問題の整理
第1 問題の整理

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（１）本書⾯における検討事項

 本準備書⾯は、準備書⾯207を踏まえ、2024年３⽉２２⽇の⼝頭弁論期⽇において、裁判所から検討を指⽰された事項、すなわち、基本設計論の射程ともんじゅ最⾼裁判決の意味付け、さらに関連して論じる必要があると考える福島原発事故を受けた原⼦⼒規制法令の⼤改正の意味について考察したものである。
 裁判所からの指⽰は、基本設計論を実際の原⼦炉に展開したもんじゅ最⾼裁判決（２００５）の判⽰に即して説明するようにとのことであったが、⼤本である伊⽅・福島原発に関する最⾼裁判決（１９９２）にさかのぼって論ずる。

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 再処理施設は⾼レベル放射性物質を液体状で取り扱う施設である。
したがって、主要⼯程には作業員の⽴ち⼊りが不可能もしくは困難となる。主要⼯程についての、検査も補強⼯事を⾏うことも難しい。

（２）レッドセル問題の根幹 原⼦⼒発電所は、核分裂する炉⼼は放射線を遮蔽できる⽔の中に浸されているため、原⼦炉のすぐ近くまで、作業員が近づき、機器の検査や、配管や機器の耐震補強⼯事を実施することが可能である。
 本件施設は、当初は、最⼤３７５ＧＡＬの基準地震動を想定して、設計され、このときには、出⼾⻄⽅断層はまだ活断層とは認定されていなかった。
 ところが、２００６年（平成１８年）に耐震設計審査指針が改定（新指針）され、２００７年（平成１９年）９⽉２０⽇に原⼦⼒安全・保安院が、被告に対して、既設再処理施設について新耐震指針に照らした耐震安全性評価をするように指⽰した。この指針を踏まえた既設の再処理施設の耐震安全性の確認（耐震バックチェック）によって、本件再処理施設の基準地震動は、⽔平⽅向で４５０ＧＡＬ、鉛直⽅向で３００ＧＡＬに引き上げられた。
4 新規制基準適合審査のために⽤意された再処理事業変更許可申請（２０１４年１⽉）では、⽇本原燃はさらにＳＳの最⼤加速度を６００ＧＡＬとし、２０１８年４⽉の補正申請では７００ＧＡＬとさらに⼤きくなった。

（３）耐震裕度と補強⼯事の必要性

 ２０１２年４⽉２７⽇に公表された⽇本原燃による本件再処理施設に関する「東京電⼒株式会社福島第⼀原⼦⼒発電所における事故を踏まえた六ヶ所再処理施設の安全性に関する総合的評価に係る報告書 （使⽤前検査期間中の状態を対象とした評価）」（いわゆるストレステスト報告書）をみると、「耐震裕度」（むしろ耐震切迫度というべきかもしれない）が⽬減りしている施設が多いことがわかる。
 ２０１２年１２⽉のストレステスト評価時の基準地震動は４５０ＧＡＬであり、耐震裕度は以下の通りであった。冷却機能喪失による⾼レベル溶液の沸騰
１．５４〜１．７４×ＳＳ、冷却機能喪失による燃料貯蔵プールの沸騰１．
７５×ＳＳ、排気系の機能喪失によるウラン・プルトニウム混合酸化物の過度の温度上昇１．５０×ＳＳ、圧縮空気系の機能喪失による⽔素爆発１．５０×ＳＳ、すなわち、ストレステスト時のＳＳ４５０ＧＡＬの１．５倍、６７５ＧＡＬの地震が襲来した際に、本件施設は重⼤事故に⾒舞われる計算となっている。新たに策定された地震動７００ＧＡＬはこの数値を超えている。つまり、耐震補強が必要であることは明らかなのである。
 分離建屋内にある⾼レベル廃液濃縮⽸、⾼レベル廃液ガラス固化建屋内の供給槽や中間熱交換器類、使⽤済燃料受け⼊れ貯蔵建屋内のプール冷却⽔系、そして、各建屋の間を地下でつなぐ洞道（トンネル）なども、４５０ＧＡＬに対して「耐震裕度」が１０〜２０パーセントほどしかない。基準地震動に⽐して、１０〜２０パーセント⼤きな地震動に襲われれば破壊されてしまう危険性があった。

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（４）耐震設計の成⽴性は
基本設計⽅針の中核

 ７００ＧＡＬは４５０ＧＡＬの想定を５５パーセント
上回っており、確実な補強がされなければ、これらの施設の安全性は確保できないと考えられる。
 このような考察から、原告らは、本件変更許可において、耐震設計の細⽬、すなわち各機器ごとの設計基準地震による⼊⼒地震動に対して健全性を保つことができるかどうかの検討が詳細設計とされるとしても、耐震設計の成⽴性すなわち安全上重要な施設の保守と修理の可能性など、耐震設計が成⽴するかどうかは基本設計⽅
針の中核であり、この点は変更許可の段階で確認しなければならないと主張するものである。

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第2 伊⽅・福島原発
最⾼裁判決における基本設計論

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 伊⽅原発最⾼裁判決(1992)で安全審査の対象から除かれたのは、「固体廃棄物の最終処分の⽅法、使⽤済燃料の再処理及び輸送の⽅法並びに温排⽔の熱による影響等にかかわる事項」である。

伊⽅・福島最⾼裁判決において、基本設計事項から除かれた事項

 福島第⼆原発訴訟最⾼裁判決（１９９２年１０⽉２９⽇判例時報１４４１号５０⾴）は、基本設計でないものとして、「廃棄物の最終処分の⽅法、使⽤済燃料の再処理及び輸送の⽅法、廃炉、マン・マシーン・インターフェイス（⼈と機械との接点）、ＳＣＣ（応⼒腐⾷割れ）の防⽌対策の細⽬等にかかわる事項」を挙げている。
 ＳＣＣ（応⼒腐⾷割れ）の防⽌対策が可能か、どのようにして可能かという基本⽅針は基本設計時に検討するが、各機器ごとの応⼒腐⾷割れの危険性と対策の検討の詳細・細⽬は、詳細設計となるという趣旨であろう。
 伊⽅最⾼裁判決についての判例解説においては、この問題について論じた部分に、次のような興味深い⾔及がある。
 「同様の問題が、ドイツにおいても、部分許可の審査対象の問題として論じられているようであり、塩野宏「⻄ドイツ原⼦⼒訴訟の特⾊」ジュリスト六六⼋号
五⼀⾴は、この問題を「始源的克服不能障害」の観念によって解決するのが⻄ドイツの判例であり、部分許可の司法審査の範囲は、基本的な設計の具体化が、後の決定により可能である限りにおいて、設計に当初から克服し難い法的障害（技術的障害）が存するかどうかの審査に限定されるものと解されているとしている。」（平成４年最⾼裁判所判例解説４２９ページ）
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伊⽅・福島の⼆最⾼裁判例から導かれる耐震にかかる基
本設計論

 耐震設計の細⽬、すなわち各機器ごとの設計基準
地震による⼊⼒地震動に対して健全性を保つことができるかどうかの検討が詳細設計とされるとしても、
 耐震設計の成⽴性すなわち安全上重要な施設の保守と修理の可能性など、耐震設計が成⽴するかどうかは基本設計中の基本設計であり、この点は変更許可の段階で確認しなければならない。

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第3 もんじゅ訴訟最⾼裁判決と基本設計論10

 1983年 動燃事業団にもんじゅ設置許可
 1985年 原告団が⺠事差⽌訴訟と⾏政処分無効確認訴訟を併合提起
 1986年4⽉ チェルノブイリ事故直後に開かれた第１回⼝頭弁論で、磯辺甚三原告団⻑が「科学よ驕るなかれ」と意⾒陳述。

もんじゅ訴訟

 1987年2⽉ 福井地裁が⾏政訴訟のみ結審。
 1987年12⽉ ⾏政訴訟について原告適格なしとして請求却下。
 1989年７⽉ 名古屋⾼裁⾦沢⽀部で原告の⼀部(原⼦炉から20㎞以内)に原告適格認める。
 1992年9⽉ 最⾼裁原告全員に原告適格ありと判断。
⾏政事件は福井地裁に差し戻される。
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1995年12⽉ナ
トリウム⽕災事故
ナトリウム・コンク
リート反応を防⽌する壁・鋼鉄製ライナーが溶解した

 1995年12⽉8⽇にもんじゅの⼆次冷却系で、配管からナトリウムが漏えいする事故が発⽣した。この事
故の直接的な原因は温度計の設計ミスで、配管に差し込まれていた配管が折れたためであった。
 ところが、事故現場のグレーチングや床ライナが損傷していた。
 1996年1⽉に実施され裁判所の検証で我々は損傷を発⾒し指摘した。この床ライナは漏えいしたナトリウムがコンクリートと接触することを防⽌するために設置されていた。

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裁判所が実施した検証時に発⾒された床ライナーの損傷

1996年１⽉25⽇ 検証時の事故現場

13燃焼実験でナトリウ
ムコンクリート反応が観察された この床ライナの損傷を再現し、その原因を確かめるために1996年６⽉
動燃による燃焼実験が実施された。漏えい部直下近傍の床ライナには，⼤⼩５箇所の貫通孔（最⼤のものは２８センチメートル×２２センチメートル) が確認された。
 ナトリウムがコンクリートと直接接触すればナトリウムとコンクリー
トに含まれている⽔分とが激しく反応し、いわゆるナトリウム・コンクリート反応が始まり、⼤量の⽔素が発⽣して爆発の危険があるだけでなく、脱⽔したコンクリートは強度を失い、コンクリートの崩壊をも招く。
 ナトリウムがコンクリートと反応し、⽔素が発⽣して爆発的に燃焼している様⼦が観察された。

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2003年住⺠は⾼裁で勝利した!

 1998年10⽉21⽇ 佐藤⼀男原⼦⼒安全委員⻑が原告申請証⼈として証⾔。その中で現在の知⾒を踏まえればもんじゅについて「今なら許可は下りない」と述べる
 2000年3⽉24⽇ ⾏政訴訟と⺠事訴訟の双⽅について原告の請求棄却判決
 2002年4⽉24⽇ ⾏政訴訟について⾼裁審理終結する。
 2003年1⽉27⽇ 名古屋⾼裁⾦沢⽀部は、⾏政訴訟について本件許可処分の無効を確認する住⺠側全⾯勝訴判決（川崎和夫源孝治 榊原信次）

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原⼦炉設置許可処分の無効を確認する判決の理由は３点。

 ①２次冷却材漏えい事故
 ②蒸気発⽣器伝熱管破損事故
 事故防⽌のための「基本設計」について、安全審査基準が守られていると判断した原⼦⼒安全委
員会の安全審査の過程には「看過しがたい過誤，⽋落」があった。
 ③炉⼼崩壊事故について審査の⽋落を認めた

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2003年、提訴後17年⽬の原告勝訴判決

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①ナトリウムと鉄の溶融塩型腐⾷の⾒落とし 許可処分時の解析において、床ライナの溶融塩型腐⾷は考慮されていなかった。
 ２次冷却材漏えい事故の解析において，⾼温のナトリウムと鉄の腐⾷機構の知⾒を⾒落とした。
 これは、安全審査における調査審議の過程での⽋落に当たる。

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 イギリスの⾼速増殖炉において「⾼温ラプチャ」という現象が発⽣した。

②蒸気発⽣器事故について安全審査が⽋落していた ⼩林圭⼆⽒による調査によって動燃内部で1981年に実施された実験で、設計基準事故を⼤幅に超える伝熱管破損事故が起きていた。
 動燃は、この重要情報を握りつぶし、原⼦⼒安全委員会へも報告していなかった。この情報隠匿は、福島みずほ議員による科学技術庁に対する開⽰要求によって明らかになった。
1989年６月動燃のイギリスなどへの出張報告の中で、動燃の蒸気発生器伝熱管破損実験の内容が報告されていた。
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③炉⼼崩壊事故について都合の良いシミュレーション結果しか申請書に記載しなかった

 「炉⼼崩壊事故」に対応するための「基本設計」についても、「放射性物質の放散が適切に抑制される」と判断した原⼦
⼒安全委員会の安全審査の過程には「看過し難い，過誤，⽋落」があった。
 「炉⼼崩壊事故」に関し、動燃は、発⽣するエネルギーの数値が⾼い解析結果は記載せず、その数値が低く、原⼦炉の安全性が維持されることが明らかな解析結果のみを記載した申請書を作成していた。

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東⼤正⾨前の古本屋で売られていた動燃の炉⼼崩
壊事故秘密報告書

 動燃の内部報告書には992ＭＪという計算値が掲載されているが、安全審査は、動燃が380ＭＪを上限ケースとする解析結果しか報告しなかったので、それを元にして⾏われた この開⽰制限の炉⼼崩
壊事故のシミュレーション
結果は東⼤前の古書店で3000円で売られていた。
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最⾼裁で逆転
住⺠側が敗訴2005年3⽉17⽇最⾼裁が⼝頭弁論を開く。
2005年5⽉30⽇最⾼裁は、⾼裁判決を破棄し、地裁判決を正当として住⺠側の請求を棄却する判決。

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①ライナを設置するという⽅針は基本設計とされたが、ライナの厚みや設置⽅法については、詳細設計とされた。

 ライナ問題については、ライナを設置するという⽅針は基本設計とされたが、ライナの厚みや設置⽅法については、詳細設計とされた。
 床ライナの溶融塩型腐⾷という知⾒を踏まえても、床ライナの腐⾷対策を⾏うことにより前記の直接接触を防⽌することが可能であり、床ライナの腐⾷については後続の設計及び⼯事の⽅法の認可以降の段階において対処することが不可能⼜は⾮現実的であるとはいえないこと、漏えいナトリウムによる床ライナの熱膨張については、床ライナの板厚，形状，壁との間隔等に配意することにより前記認可以降の段階において対処することが⼗分に可能であること」などを認定し、その板厚等の腐⾷防⽌対策や熱膨張により壁と⼲渉しないような具体的施⼯⽅法は、設計及び⼯事の⽅法の認可以降の段階における審査事項であると判断した。
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②安全審査終了後に蒸気発⽣器に付加された安全対策によって、安全が確保されている

 ② 蒸気発⽣器の伝熱管損傷の問題については、「伝熱管内の⽔⼜は蒸気を急速に抜く（急速ブロー）など⾼温ラプチャ型破損の発⽣の抑⽌効果を相当程度期待することができる設計となっており，このような本件原⼦炉施設の設計を前提とする限りにおいては，現在の科学技術⽔準に照らしても前記解析条件が不相当であったとはいい難い」と判⽰している。
 この判⽰の意味は、判決だけからは読み取りにくいが、問題が発覚した後に設けられたあらたな安全装置を付加して考えれば、安全といいうると⾔っていると理解できる。

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③炉⼼崩壊事故についても、その後の知⾒に基づいて安全と判断した

 炉⼼崩壊事故に関する解析結果が⼀部しか国に報告されていなかった点については、「その後の知⾒に基づく解析結果も本件処分当時の原⼦⼒安全委員会の判断の妥当性を否定するものとは⾔えない」
として、処分は違法ではないとした。
 このように、蒸気発⽣器の伝熱管の破損伝播の問題と炉⼼崩壊事故時の放出エネルギーの過⼩評価については、最⾼裁は基本設計にかかわる問題であることは否定しておらず、問題が発覚した後に、研究がなされ、事後的に安全対策が考えられていることを根拠に、そのような検討を⽋いていたことが明らかな当初の安全審査結果の瑕疵が治癒される（事後的対処可能性論と呼ばれた。）という論理をとっているものと評価することができる。
 ２つの論点については、基本設計に関する問題であることが認められていることは重要である。
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 最⾼裁判決は、「床ライナの腐⾷については後続の設計及び⼯事の⽅法の認可以降の段階において対処することが不可能⼜は⾮現実的であるとはいえないこと」と判⽰している。

もんじゅ最⾼裁判決の論理を本件に当てはめると?

 ナトリウム⽕災について、最⾼裁はライナを設置するという⽅針は基本設計としている点が重要である。もしライナが設置できなかったらどうするのか。ライ
ナが設置できるならその厚さや設置⽅法は設⼯認で検討するとして、ライナが設置できないなら他の⽅策を考えざるを得ず、それは許可段階で審査すべき基本設計であると判断している。
 基準地震動が⼤幅にかさ上げされて耐震補強⼯事をしなければ基準地震動に耐えられない蓋然性があり、かつレッドセル問題があって耐震補強⼯事ができないという現実的な可能性があるとき、耐震補強⼯事ができない場
合に耐震補強⼯事以外で基準地震動に対する耐震性を満たす⽅法があるのか、その場合の基本的な⽅策の検討は、当然許可段階で審査すべきこととなる。
 つまり、⼤幅にかさ上げされた基準地震動に対応するために耐震補強⼯事をするということで対応できるのか、できない可能性があるならほかにどうすればいいのかという点は、もんじゅ最⾼裁判決が⾔うナトリウム⽕災に対応するための「ライナを設置するという⽅針」に相当するといえる。
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第4 基本設計論の射程は、福島原発事故後の安全審査システムの全⾯的な⾒直しによって、変更されている

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 第１条第２項第４号︓「安全機能を有する施設」とは、再処理施設のうち、安全機能を有するものをいう。

あらたな原⼦⼒規制法令において、原⼦⼒規制委員会が審査すべき事項が、法令のレベルにおいても、詳細に規定された。

 第３号︓「安全機能」とは、再処理施設の運転時、停⽌時、運転時の異常な過渡変化時⼜は設計基準事故時において、再処理施設の安全性を確保するために必要な機能をいう。
 第１５条第１項︓安全機能を有する施設は、その安全機能の重要度に応じて、その機能が確保されたものでなければならない。
 第３項︓安全機能を有する施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に⾄るまでの間に想定される全ての環境条件において、その安全機能を発揮することができるものでなければならない。
 第３項の解説︓第３項に規定する「全ての環境条件」とは、運転時、停⽌時、運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において、その安全機能が期待されている安全機能を有する施設が、その間にさらされると考えられる全ての環境条件をいう。
 第７条第１項︓安全機能を有する施設は、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。
 第１５条第４項︓安全機能を有する施設は、その健全性及び能⼒を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、再処理施設の運転中⼜は停⽌中に検査⼜は試験ができるものでなければならない。
 第１５条第５項︓安全機能を有する施設は、その安全機能を健全に維持するための適切な保守及び修理ができるものでなければならない。
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法令基準への適合は許可要件である

 これらの判断は、（変更）許可において、すくなくとも基本的に実⾏可能なものであることを確認するべきこととされたのである。
 この点は、「基本設計」という概念とは別である。
 事業指定・変更許可処分の要件として規則で定めているものであるから、設⼯認ではなく許可段階で審査しなければならないことは当然のことである。
 原⼦炉等規制法⾃⾝が許可要件として「再処理施設の位置、構造及び設備が使⽤済燃料、使⽤済燃料から分離された物
⼜はこれらによって汚染された物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。」と定め（４４条の２第１項第４号）、これを実現するための「基準」であるから、これは許可要件であることは疑いがない。

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検査、試験、保守、⽴ち⼊り、修理できること
が許可要件である

 安全機能を有する施設（ほとんどの設備機器）は基準地震動に耐えられる必要があり、それはその「健全性及び能⼒」「安全機能を健全に維持する」ことに含まれると解することができる。
 安全機能を有する施設が基準地震動に耐えられる状態にあることを確認するために検査または試験ができること、さらには適切な保守及び修理ができることは規制基準上の要請であり、基準地震動が変わったときにそれに耐えられるように、現場に⽴ち⼊り、補修⼯事ができることも「安全機能を維持するための適切な保守及び修理」に含まれるといえる。すくな
くとも、それと同等のことが必要であると解することができる。
 よって、安全機能を有する施設は基準地震動に耐えることができるように、修理・補強できることを確認することは、基本設計の問題以前の、原⼦⼒施設の許可要件であることは明らかである。
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第5 本件施設についての設計・⼯事⽅法認可の現状

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設計・⼯事⽅法の認可申請
書類の⽬次

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検査は何も実施されていない
ように⾒える

 この書⾯は数万ページに及ぶものであり、⿊塗り部分も多い。しかし、申請書類は、各機器ごとに実機検査を実施することなく、上記の説明をしているものであり、あくまで、設計図書に基づいて、計算しているだけのようにみえる。
 そして、審査のやり直し後の規制審査の冒頭においては、次のような注⽬されるやり取りが残されている（令和５年１⽉２３⽇ 第４６７回審査会合 甲Ａ第６７２号証）。
 ５２６６丁33

 「機電の計算書なんかは、計算結果がＮＧのまま申請書に出ていたり、まるで確認をしていないだろうと。そういう状態で申請されたと受け⽌めています。耐震だけではなくて、材料構造の強度計算書も同じようにＮＧが出ていたりと。」

ひどくずさんな申請書類に規制委員会が激怒

 「あとはまた落丁と思われる部分があったり、ということも聞いていますけども、なぜ、このような書類で申請されることになったのか理解できないんですが、少し説明いただけますか。」
 「今の答え、⾮常に不満⾜で、何か⼈ごとのように話をしているんだけど、ここにいる皆さんが、まずは何かやったんじゃないんですか。⾃分たちがやったことを棚に上げて、やってないから他⼈のせいにしているんです。何かもう⼈ごとのようにしているとしか、何か、思えなかったんですけ
ど。あなたは何をやったんですか。」
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⼊り⼝から全く進んでいない
設計⼯事⽅法認可の審査

 参加⼈⽇本原燃には、初歩的ミスが相次いでおり、根本的ともいえるダメ出しがくり返されている。
 このやり取りの後、審査は「⼊⼒地震動を決める」という最初の段階の議論が今⽇まで繰り返されており、審査は機器の実情についての検査や補強の必要性、補強は可能なのかといった議論には全く進んでいない。
 今後の審査の⾒通しについては、被告国からの説明を待ちたい。

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