仮処分申立書
2020 年（令和 2 年）3 月 11 日

広島地方裁判所

民事部御中

債権者ら訴訟代理人
弁護士
同

河 合 弘 之胡 田

敢
外3名

四国電力伊方原発 3 号炉運転差止仮処分申立事件
当事者の表示別紙当事者目録記載の通り

仮処分により保全すべき権利
人格権に基づく妨害予防請求権

申 立 の 趣 旨

１

債務者は、愛媛県西宇和郡伊方町九町字コチワキ三番耕地４０番地３において伊方発電所３号炉の運転をしてはならない。

２

申立費用は債務者の負担とする。

i申 立 の 理 由

内容はじめに ......................................................... 1
第１

当事者及び本件原子炉の稼働状況 ............................. 2１２
３

申立人ら ....................................................................................................... 2
本件原子炉 ................................................................................................... 2
本件原子炉の現状 ......................................................................................... 2

第２被保全権利について ......................................... 3

１
２

人格権........................................................................................................... 3
請求原因事実 ................................................................................................ 3

第３

原子力発電の仕組みとその危険の本質 ......................... 4

１
２
３
４

原子力発電と火力発電 .................................................................................. 4
核分裂の原理 ................................................................................................ 4
原子炉の種類 ................................................................................................ 5
原発の危険の本質―生み出される死の灰（核分裂生成物） ......................... 6

第４本件原子炉の構造 ........................................... 8

概要 .............................................................................................................. 8(1) 本件原子炉は PWR .................................................................................. 8(2) 原子炉格納施設 ........................................................................................ 8(3) 一次冷却設備 ........................................................................................... 9(4) 二次冷却設備 ........................................................................................... 9(5) 電気施設 .................................................................................................. 9(6) 工学的安全施設 ........................................................................................ 9２ 本件原子炉の発電の仕組み......................................................................... 10３ 本件原子炉からの放射性物質放出の危険性とその対応 .............................. 13(1) 冷却材喪失事故対策............................................................................... 13(2) 非常用炉心冷却設備............................................................................... 13(3) 蒸気発生器 ............................................................................................. 13
４ 本件原子炉への電力供給 ............................................................................ 14１

第５

福島第一原発事故による被害と警告 .......................... 15

事故の根本的原因 ....................................................................................... 15(1) 外部電源喪失 ......................................................................................... 15(2) 外部電源の状況 ...................................................................................... 16(3) 全電源喪失 ............................................................................................. 17
２ その後の進展 .............................................................................................. 18(1) １号機 .................................................................................................... 18(2) ２号機 .................................................................................................... 18(3) ３号機 .................................................................................................... 18(4) ４号機 .................................................................................................... 19
１ii

福島第一原発事故による被害 ..................................................................... 21(1) 放出された放射性物質 ........................................................................... 21(2) 被害の範囲と概要 .................................................................................. 22(3) 避難者の数 ............................................................................................. 25(4) 悲惨な放射能災害の被害実態 ................................................................ 26
ア 双葉病院事件 ....................................................................................... 26
イ 「妻子を福島に戻すことはできません」 ............................................ 28
ウ 「私たちの財産を放射能まみれに」 .................................................... 28
４ 低線量被曝への懸念と放射能災害の特徴 ................................................... 29(1) 戻らぬ子どもたち .................................................................................. 29
５ 福島第一原発の現在 ................................................................................... 29(1) 「事故は終わっていない」 .................................................................... 29(2) 「水戦争」 ............................................................................................. 29(3) 最も危険な原発 ...................................................................................... 30
６ 日本が壊滅する危機だったこと ................................................................. 31３

第６地震と本件原子炉の危険性 .................................. 33

世界の地震と原子力発電所の分布 .............................................................. 33
複雑な地殻の上の日本列島......................................................................... 35
原発の耐震設計 .......................................................................................... 36
つきまとう「不確かさ」 ............................................................................ 37
原発の耐震基準の変遷 ................................................................................ 38(1) 日本の耐震基準 ...................................................................................... 38(2) 耐震設計の基準 ...................................................................................... 39(3) 旧指針と耐震バックチェック ................................................................ 39(4) 新指針と耐震バックチェック ................................................................ 40(5) 新規制基準の問題点............................................................................... 41
６ 強震動予測と原発の耐震設計 ..................................................................... 42(1) 事業者・推進官庁主導の策定 ................................................................ 42(2) 強震動予測 ............................................................................................. 43(3) 基準地震動の意義 .................................................................................. 44
ア 基準地震動の定義 ................................................................................ 44(ア) 明確ではない基準地震動の定義 ..................................................... 44(イ) 規制委「考え方について」の定義 .................................................. 47
イ 基準地震動の役割 ................................................................................ 48(4) 現行耐震設計の方法............................................................................... 49
ア 原発の耐震設計の流れ ......................................................................... 49
イ 原発の耐震設計の概略 ......................................................................... 49(ア) 耐震設計の過程 .............................................................................. 49(イ) 基準地震動に基づく耐震安全性評価 .............................................. 49(ウ) 仮説の体系 ..................................................................................... 50(5) 基準地震動の策定方法 ........................................................................... 51
ア 規制委の設定 ....................................................................................... 51
イ 規制委設定の特徴 ................................................................................ 52
ウ 要するに .............................................................................................. 52
４ 本件原子炉の基準地震動策定 ..................................................................... 52
５ 本件原子炉基準地震動の脆弱性 ................................................................. 56(1) 基準地震動と過去の地震データ、他の施設の耐震性との比較 ............... 56
１
２
３
４
５

iii

ア 基準地震動に求められる水準 .............................................................. 56
イ 仮説に基づく基準地震動策定と実際の地震動の比較 ........................... 57
ウ 「基準地震動」と現実の地震動との比較 ............................................ 59(2) 本件 5 事例............................................................................................. 59(3) 一般建築物との比較............................................................................... 65
ア 現行建築基準法の耐震基準 .................................................................. 65
イ 河角の式 .............................................................................................. 65
ウ 現在の震度、最大加速度概略対応表 .................................................... 66
エ 四国電力と高知県の勉強会 .................................................................. 67
オ 熊本地震の事例.................................................................................... 69
カ 本件原子炉の耐震脆弱性 ..................................................................... 69
キ ハウスメーカーの耐震性 ..................................................................... 69(4) 原発施設の特殊性 .................................................................................. 71
ア 必要な「止める」「冷やす」「閉じ込める」機能の完璧性 ................ 71
イ 「考え方について」の不当性 .............................................................. 73
ウ 柏崎刈羽原発基準地震動の事例 ........................................................... 74
エ 原発に格段に高い安全性が要求されるという法理 .............................. 75
オ 愛媛県地域防災計画 ............................................................................ 76
カ 愛媛県地震被害想定調査 ..................................................................... 79
６ 本件原子炉耐震設計に求められる科学性 ................................................... 82(1) 科学的姿勢に欠ける債務者 .................................................................... 83
ア 本件原子炉基準地震動の経緯 .............................................................. 83
イ エラーを認めない債務者 ..................................................................... 84
７ 強震動予測の限界とその危険性 ................................................................. 85(1) 中央構造線断層帯と南海トラフ震源域 .................................................. 85(2) 野津意見書 ............................................................................................. 85
８ 2014 年 5 月福井地裁判決 .......................................................................... 86
９ 地震に脆弱な本件原子炉基準地震動（まとめに代えて） .......................... 87(1) 通常の地震に対しても脆弱であること .................................................. 87(2) 精度良く地震を予知することは不可能 .................................................. 88

第７原発に求められる安全性 .................................... 90

１
２

原発安全神話の崩壊と復活......................................................................... 90
原発に求められる最低限の安全性 .............................................................. 91(1) 原発は一国の存亡を賭ける存在............................................................... 91

第８放射能災害避難の違法性 .................................... 91

１

福島原発事故後の原子力法体系 ................................................................. 91

第９ 新規制基準の不合理性 ....................................... 92
１ 新規制基準合格の原発は安全とはいえない ................................................. 92
２ 新規制基準及び適合性審査の各不合理性 ..................................................... 93

第１０
１

火山事象と本件原子炉の危険性 ............................ 94

新規制基準の内容 ....................................................................................... 94(1) 安全施設は自然現象に安全性を損なってはならない ............................. 94(2) 規制委「火山ガイド」の立地評価と影響評価 ....................................... 94

iv

第１１

債権者らの住所に放射性物質が到達すること ................ 95

第１２

本件原子炉運転停止の必要性 .............................. 95

第１３

司法判断の枠組み ........................................ 96

伊方最高裁判決の要旨 ................................................................................ 96
伊方最高裁判決の法理 ................................................................................ 98
立証責任論 ................................................................................................103(1) 従来の裁判例 ........................................................................................103(2) 本件において採用すべき立証責任論について ......................................105
４ 伊方最高裁判決の法理に従った審理のあり方 ...........................................106
１
２
３

第１４

保全の必要性 ........................................... 106

第１５

保証金 ................................................. 107

第１６

結語 ................................................... 107

１２

債務者に対して .........................................................................................107
裁判所に対して .........................................................................................107

v

はじめに
債権者らの多くは広島に生まれ、育ち、居住するものである。幼い頃から広島原爆による放射能の恐ろしさを、家族、親類、友人、先達たちから見聞きし育った。「低線量被曝は健康に害がない」とする言説のいかがわしさも肌身にしみて知っている。
また債権者らの多くは、東京電力福島第一原発事故前は、いわゆる原発問
題に無関心であったかまたは消極的姿勢に終始していた。いずれにせよその多くは日本の原発は安全である、チェルノブイリ事故のような破局的放射能
大事故は、日本では起きないという言説を信じていた。しかしそれは虚偽であった。
東京電力福島第一原発事故（以下「福島原発事故」という。）の惨劇は大きな衝撃を債権者らに与え、後述する通り、その放射能災害の危険は広島原
爆の比ではないことを知った。
債務者の運転する伊方発電所３号炉は破局的大事故を起こす具体的な危険性を孕んでいる。このことは債務者自身も絶対的には否定していない。
本申立書において、債権者らは科学的、論理的、実証的に同炉が債権者らにいかに危険で、債権者らの生命・健康及び生活の根本を脅かす存在であるかを主張・疎明する。御庁におかれては、福島原発事故の様な破局的大事故を二度と我が国において発生させない、という観点から賢明なる判断を下されんことを切望する。
また、債務者の運用する伊方発電所３号炉は、山口県住民の訴えにより、
2020 年 1 月 17 日に広島高裁より仮処分命令が出され、債務者は同原子炉を現在運転することができないが、この命令の効力も、同本案訴訟の第一審判決が出されるまでであり、かつ債務者が広島高裁に異議を申し立て、その異議が認められる可能性もなしとしない。
また同原子炉の運転停止を求めるのは、債権者らの人格権に基づく理由がある。これら他訴訟とは独立して審理すべきものである。

1

第１
１

当事者及び本件原子炉の稼働状況
申立人ら

債権者らは広島県民及び愛媛県民計 7 名であり、内１名は広島市に在住する広島原爆被爆者である。また申立人 1 名は約 60km 圏、その他は約 100km
圏及び 130km 圏に居住している。
２

本件原子炉
債務者は伊方発電所 3 号炉（以下「本件原子炉」という。）を設置し、営業運転をおこなっている。
３

本件原子炉の現状
本件原子炉は加圧水型軽水炉（ＰＷＲ）であり、定格電気出力は 89 万ｋＷである。核燃料は通常低濃縮二酸化ウランであるところ、同炉はプル
トニウム混合酸化物燃料（ＭＯＸ燃料）も同時に使用するいわゆるプルサーマル炉である。全ウラン装荷量は年間約 74 トンである。
また本件原子炉冷却のために使用する海水量は毎秒約 65 ㎥であり、1 年間に瀬戸内海から取り入れる冷却用の海水は 20 億 4984 万 m3 となる。
「四国三郎」と呼ばれる我が国有数の大河吉野川が紀伊水道に流す水量は１年間に 9 億 2300 万トン（甲 1 号証 13 頁）なので、仮に 1 立米＝1 トンとす
ると、本件原子炉は、一級河川吉野川の年間水量の約 2.22 倍の海水を瀬戸
内海から取入れ、使用していることになる。しかも本件原子炉は取水時より 7℃も高い温水を瀬戸内海に流し、海水の温度を上昇させている。
本件原子炉の原子炉設置許可取得は 1986 年 5 月 26 日であり、建設工事
開始は 1986 年 11 月、運転開始は 1994 年 12 月 15 日である。
2011 年の福島第一原発事故後策定された新規制基準施行後、本件原子炉が運転を再開する場合には、当該原子炉が新規制基準に適合することが必要となる。すなわち、発電用原子炉設置者は、原子力規制委員会（以下「規制委員会」又は「規制委」という。）の原子炉設置変更許可申請に係る許可処分（12 年改正原子炉規制法 43 条の 3 の 8 第 1 項、第 2 項）、工事計
画変更認可申請に係る認可処分（同法 43 条の 3 の 9 第 1 項、第 2 項）、

2

保安規定の変更認可申請に係る認可処分（同法 43 条の 3 の 24 第 1 項）を受けることが必要であり、上記 3 つの申請は一般に「再稼働申請」と呼ばれている。
規制委員会は本件原子炉に係る再稼働申請について、本件原子炉の設置変更許可（2015 年＜平成 27 年＞7 月 15 日）を行い、その後工事計画変更、
保安計画変更認可を、それぞれおこなった。
債務者はその後本件原子炉の運転を再開したが、同原子炉は 2017 年 12
月 13 日、広島高等裁判所から「人格権侵害の具体的危険性あり」として運転差止仮処分命令を受けた。2018 年 9 月 25 日同裁判所が運転差止取り消し決定を行ったので、その後運転を再開したが、2020 年 1 月 17 日再び
広島高裁から運転差止仮処分命令を受けたので、現在運転することができ
ない。

第２
１

被保全権利について
人格権

本件における被保全債権は、人格権に基づく妨害予防請求権としての差止請求権であるが、人格権は、個人の生命、身体、精神及び生活の平穏等の人格的利益を広く含む権利であるところ、本件は人格権のうち、生命を守り、生活を維持するといういわば人格権の根幹部分を被保全債権とするものである。
人格権は排他性を有し、人格権を侵害する具体的危険があれば、その排除を裁判所に求めることができる。
２

請求原因事実本件は人格権に基づく妨害予防請求権請求事件であり、その請求原因事

実は、①

債務者が設置する本件原子炉に放射性物質が存在し、その放射性物
質が人の生命や健康に対する大きな危険性を有すること、②

その放射性物質が本件原子炉施設外に放出される原因及び因果関

3

係、その危険が現実的で差し迫ったものであること、③②の危険が現実化した場合には、その敷地外に放出された放射性物
質が債権者らの住居地にまで達すること、④

本件原子炉の運転停止によってそれが回避でき、かつ運転停止以外に他に適当な手段がないこと、の４点が要件となる。以下主張・疎明する。
また 2011 年 3 月 11 日の東京電力福島第一原子力発電所における破局的大事故を通じて学ぶべき教訓が本件審理に活かされるべきことを主張する。
さらに、原発に絶対的安全性を求めないまでも、福島原発事故の放射能災害を経験しつつある我が国の国民の大多数が求める、「原発に求められるべき最低限の安全性」があるはずであり、本件原子炉の安全性は、最低限にほど遠い存在であること、特に地震に対してあまりにも脆弱であることについても主張・疎明する。

第３１

原子力発電の仕組みとその危険の本質
原子力発電と火力発電

原子力発電は、核分裂反応によって生ずるエネルギーを熱エネルギーとして取り出し、この熱エネルギーを使って蒸気を作り、この蒸気を使って発電タービンを回転させて電気を起こす仕組みをもつ。通常の火力発電（汽力発電）でも原理は全く同じで、異なるところは蒸気を発生させる熱源に核分裂のエネルギーを使うか化石燃料等を燃やして得られるエネル
ギーを使うかの違いだけである。
２

核分裂の原理原子力発電では、原子炉においてウランの同位体であるウラン 235 等を核分裂させて熱エネルギーを取り出すところ、核分裂の原理は以下の通りである。
すべての物質を構成する原子の中には、ウラン 235 のような重い原子が4あり人工的に核分裂させられる。一方核分裂すると膨大なエネルギーが発生することがわかっている。この原理を科学技術に応用したのが原爆であ
り原発である。
もともと不安定なウラン 235 に中性子を吸収させるとその原子核は分裂して 2 個ないしは 3 個の原子核に壊変する。これが核分裂生成物であり、
いわゆる「死の灰」である。「死の灰」が生ずる物理現象は原爆と原発ではなんら変わらない。
一方核分裂の際、さらに中性子が飛び出し、また次のウラン 235 に衝突
し核分裂する、するとさらに中性子が飛び出し核分裂･･･という風に次から次に核分裂を起こす反応のことを「核分裂の連鎖反応」という。原爆も原子炉内で起こる物理現象も「核分裂の連鎖反応」を利用して膨大なエネ
ルギーを取り出すという点では原理的に同じである。原爆では核の連鎖反応は一瞬（百万分の一秒単位）で終了した（核爆発の終了）のに対して、原子炉内での核分裂連鎖反応では、制御されつつ核爆発に比較すれば、時間をかけて進行する。
広島型原爆においては、核分裂の連鎖反応（核爆発）を発生させるため
ウラン 235 の濃縮率を 90%以上とするが、原発では原子炉内を制御するため、ウラン 235 の濃縮率を 5％以下に抑える。（自然のままのウラン鉱石には約 0.7％の 235 を含むが、この含有率を高めることを「濃縮」という。）
また核分裂連鎖反応を制御・維持するため、発生する高速中性子を減速させるための減速材などが使用されるなど超臨界や核暴走を防止するためのさまざまな仕組みが施されている。
３

原子炉の種類
原子炉には、使用する燃料、炉心を冷却しかつ蒸気を発生させるための冷却材や高速中性子を減速させるための減速材の組み合わせによってさ
まざまな種類があるが、我が国の発電用原子炉は、日本原子力発電の東海原発（現在廃止措置中）を除いて、冷却材と減速材に軽水（要するに普通の水）を使う軽水炉型原子炉である。軽水炉型原子炉には加圧水型原子炉

5

（ＰＷＲ）と沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）の２種類があり、我が国ではほぼ半々の割合で建設されている。
沸騰水型原子炉では、炉内で発生させた蒸気を直接発電タービンに送って発電する。炉内で発生させた蒸気は高濃度に放射能に汚染されているか
ら、発電タービンも放射能に汚染されている。破局的大事故を起こした東京電力福島第一原発の炉型は沸騰水型である。これに対して加圧水型では、炉内の高圧下で熱せられた高温水（一次冷却系）は放射能に汚染されているが、この高温水を蒸気発生器に送って熱交換原理によって蒸気（二次冷却系）を発生させ、これをタービンに送って発電する。
二次冷却系は放射能に汚染されておらず、従ってタービンも汚染されていない。本件原子炉は加圧水型原子炉である。
４

原発の危険の本質―生み出される死の灰（核分裂生成物）
我が国は人類最初の核兵器実戦使用被害国であり、その放射能による健康被害は７５年経過した現在でも消え去ることはない。1945 年 8 月広島に投下された原爆は、ウラン 235 を燃料とした核分裂型であり、その被害の主な源泉は核爆発時の、①熱線、②爆風、③核爆発時の強烈なガンマ線と中性子線による一次放射線、④核爆発時に生じた核分裂生成物（いわゆる死の灰）及び核爆発しなかったウラン 235 であった。以上４種類の源泉のうち今日まで生命と健康に重大な影響を及ぼしている因子は④による電離放射線被曝被害である。「死の灰による危険」という点では、原爆と原発は寸分異なるところはない。
広島原爆で使用されたウランの量は約 64kg とされている。このうち約1kg 弱のウラン 235 が核爆発し、結果生じた死の灰が④の健康被害の主な源泉となった。原発原子炉の中の核分裂連鎖反応で生ずる核分裂生成物は、原爆の核爆発時に生じた核分裂生成物*1（死の灰）と一部核種に違いがあるものの、基本的に原爆死の灰とほぼ同じものである。しかもこの死の灰にはセシウム 137、ストロンチウム 90 やプルトニウム元素など、LET（線エネルギー付与*2）の高い、内部被曝では致命的に危険な放射性物質を多6く含んでいる。
元ソ連大統領で東西冷戦の最中、夢想と思われていた核軍縮を実現し、冷戦そのものを終結に導いたミハイル・ゴルバチョフ氏は、核軍縮に踏み切るきっかけは 1986 年に発生したチェルノブイリ原発事故にあったとし、「私の人生はチェルノブイリ事故までと、その後です。」と述べ、また同氏が同原発事故は「原子力エネルギーと核兵器が持つ破壊的潜在力を思い出させました。」と語るとき、その破壊的潜在力とは上記の④の「死の灰」（炉内核分裂生成物）であることは疑いを入れない。（甲 2 号証）「死の灰」について、広島原爆と本件原子炉の大きな違いはその量にある。
本件原子炉の 1 年間の全ウラン装荷量は約 74 トンであり、仮にウラン 235の平均濃縮率を 4％とすれば、そのウラン 235 の量は、74000kg（74 トン）
×0.04＝約 2960kg となる。本件原子炉内の核燃料が３年で寿命を迎えるとすれば、本件原子炉は核の連鎖反応時に発生する死の灰の量だけに限定
しても、運転中毎年広島原爆の約 1000 倍（広島原爆での核爆発ウラン 235の量を約 1kg 弱として）相当の死の灰を生成する能力を有している。計算式で表現すると以下のようになる。
①

74000kg（運転時のウラン燃料装荷量）×0.04（平均ウラン濃縮率）＝約 2960kg（装荷中のウラン 235 の量）②

2960kg÷3（3 年間で全量取り替えるものとして）＝
約 1000kg（運転中 1 年間の核分裂するウラン 235 の量）③

1000kg÷約 1kg（広島原爆で核分裂したウラン 235 の量）＝
約 1000 倍

本件原子炉の運転は、想像を絶する危険を孕んでいるのであり、その死の灰（核分裂生成物）のごく一部でも敷地外に放出されれば、周辺地域はもちろんのこと、100km 圏の広島市域のみならず、日本全国あるいは地球規模で人類に対する大きな脅威となる。もたらす被害は計り知れない。これが本件原子炉の危険の本質である。御庁におかれては、審理にあたって
この危険の本質に特に留意されたい。

7

＊1 核分裂生成物、放射性物質、放射能＝ヒトの細胞は分子及びそれを形成する原子が基礎構成要素である（ここではヒトに限定する）。原子は通常、原子核（陽子及び中性子からなる）と電子が安定的に結合しその機能を発揮する。原子の安定的結合を破壊するエネル
ギーが電離エネルギーである。またその作用のことを電離作用と呼ぶ。物質の中には電離エネルギーを有し、放射線の形でヒトの分子や原子に作用し（電離放射線の作用）、その結合を破壊する物質がある。この物質のことを放射性物質と呼ぶ。放射性物質のうち、原子核を分裂させるものがあり（ウラン 235 が代表的）、核分裂によって新たな放射性物質を生み出す。これが核分裂生成物である。また放射性物質が電離エネルギーを放出し、ヒトに電離作用を及ぼす能力のことを放射能と呼ぶ。また本申立書では、政治的・社会学的・倫理学的価値評価を含んで放射能と呼ぶこともある。また文脈によって通常つかわれるように放射性物質を放射能の意味でつかう場合もある。
＊2 線エネルギー付与＝Linear Energy Transfer＝LET は放射線が物質に衝突したときに物質の単位当たりに放出する電離放射線エネルギーのこと。α線が代表的だが、衝突の際のエネルギーが大きく、早く減衰するため透過度は低い。。逆にγ線やＸ線などは低 LET
線種に分類され、衝突時放出エネルギーは相対的に小さく、減衰が遅いため透過度は高くなる。高 LET 線種は、細胞と衝突する時、放出エネルギーが大きいため、内部被曝では特に危険とされる。

第４本件原子炉の構造

１

概要

(1)

本件原子炉は PWR

本件原子炉は加圧水型軽水炉（PWR）である。PWR では、放射性物質を原子炉系内に留めるため、一次系（原子炉系）と二次系（蒸気系）から構成されている。
主な器機・装置は原子炉格納容器、一次冷却系設備、二次冷却系設備、電気設備（電子設備を含む）、工学的安全設備及び使用済み核燃料プール
等である。
(2)

原子炉格納施設

原子炉格納施設は工学的安全施設に属する。その重要な部分が原子炉格
納容器であり、原子炉、原子炉容器、一次冷却設備及び関連設備を格納す
る機密性の高い容器である。原子炉格納施設は原子炉冷却材喪失事故（LOCA）等の事故が発生した時、環境への放射性物質の漏洩を防ぐ防壁の役割を担う。そのため２重の防壁を有するとされる。第一の防壁が原子炉格納容器（以下「格納容器」という）であり、第二の防壁が格納容器配管
等貫通部の外側を囲むアニュラス部(後述)及び ECCS（後述）関連機器を収納する安全補機室である。

8

(3)

一次冷却設備

一次冷却設備は、原子炉、加圧器、蒸気発生器、一次冷却材ポンプ及び一次冷却材管等から構成される。原子炉は、原子炉格納容器、燃料集合体、制御装置及び一次冷却材等から構成される。原子炉を納めているのが原子炉容器であり、上部及び底部が半球状となっている縦置き円筒型の容器である。その内部には燃料集合体、制御棒等が配置され、一次冷却水で満たされている。原子炉容器内には燃料集合体と制御棒クラスタからなる「炉心」が存在する。燃料集合体は燃料棒が束ねられ集合体容器に格納されているところ、燃料集合体の核燃料棒の隙間に制御棒挿入のための中空の経路（制御棒クラスタ案内管）が設置されている。通常運転時には制御棒は燃料集合体から抜かれているが、炉心停止時は制御棒を自重で炉心に落下させることで原子炉の運転を止める。（緊急時も同様）。
(4)

二次冷却設備

二次冷却設備は、タービン、復水器、主給水ポンプ及びこれらを接続する配管等から構成される。
(5)

電気施設

電気施設には、発電機、非常用ディーゼル発電機等がある。
(6)

工学的安全施設

工 学 的 安 全 施 設 に は 、 非 常 用 冷 却 設 備 （ Emergency Core Cooling
System＝「ECCS*1」ということがある。）、原子炉格納施設、原子炉格
納容器スプレイ*2 及びアニュラス空気浄化設備*3 等がある。
本件原子炉格納容器の構造及び中央制御室など主要な設備、格納容器、
炉心や発電タービンなど主要な装置、器機などの概要を次頁以降に画像で示す。（甲 3 号証）

9

＊1 非常用炉心冷却設備（ECCS）：緊急時に炉心を冷却する装置。原子炉内の水が減少したり、
原子炉につながるパイプが破れて急速に水がなくなった時などに、緊急に炉心を冷却するために設けられている装置。原子炉の中へ大量の水を送り込んだり、直接燃料棒に水をかけて冷やした
りして、燃料棒の崩壊熱による破損を防止するとされる。福島第一原子力発電所事故では、地震と津波により全電源喪失が発生、冷却水を送れなくなり、また非常用炉心冷却装置も動かなくな
ったことから、炉心を冷やすことができなくなった。
＊2 原子炉格納容器スプレイ：原子炉格納容器内にノズルを介して水を散布する設備。水には中性子を吸収するホウ酸水とヨウ素除去剤が含まれている。緊急時には、水をスプレイすることによって、格納容器内の温度・圧力上昇を抑えるとされる。
＊3 アニュラス空気浄化設備：原子炉格納容器と原子炉建屋の間の気密性の高い円環状空間のこと
をアニュラス部という。一次冷却材喪失時に原子炉格納容器と建屋のコンクリート内壁の間（アニュラス部）に放射性物質が漏洩するのを防ぐため、アニュラス部を負圧にする。またアニュラ
ス部の空気を、ヨウ素フィルタを通じて排気筒から建屋外大気に放出する機能をもつ。

２

本件原子炉の発電の仕組み
一次冷却材管は、原子炉容器、蒸気発生器（３基）、加圧器及び一次冷却材ポンプと接続され回路を形成している。この一次冷却材は加圧器によって高圧になった上、一次冷却材ポンプによって一次冷却材管を通って原子炉容器と蒸気発生器の間を循環している。原子炉においては核分裂反応
により熱エネルギーが生ずるところ、一次冷却材（水）は原子炉容器内において上記核分裂連鎖反応によって生じた熱を吸収して高温となる一方、冷却材が熱を吸収することによって原子炉は冷やされる。高圧下で高温に熱せられた一次冷却材は冷却材管を通じて蒸気発生器に入り、蒸気発生器の伝熱細管の中を通過する。伝熱細管の外側は二次冷却材で満たされているところ、高温高圧の一次冷却材が伝熱管を通過する際、一次冷却材の熱が二次冷却材に熱交換されることによって、二次冷却材は熱せられ、一次冷却水は冷却される。（熱交換を終えた一次冷却材は蒸気発生器から再び原子炉に戻る。）熱せられた二次冷却材は蒸気となってタービンに送られ、タービンを回転させて発電する。タービンを回転させ終わった蒸気は復水器に送られ水に戻る。水に戻った二次冷却材は主給水ポンプによって再び蒸気発生器に送られる。（次頁に仕組みを画像で示す。）

10

11

12

３

本件原子炉からの放射性物質放出の危険性とその対応(1)

冷却材喪失事故対策

一次冷却材管は高温高圧（概ね 150 気圧 300℃程度）の一次冷却材で満たされているところ、一次冷却材管が破損すると、一次冷却材が一次冷却系から漏れ出し、一次冷却材の喪失が発生する。一次冷却材喪失事故をLOCA（Loss of Coolant

Accident）という。LOCA が発生すると原子炉及び核燃料を冷却することが出来ず、原子炉内で発生した熱（核分裂連鎖
反応の熱及び核崩壊熱）で核燃料が損傷し、福島原発事故時のようなメル
トダウン、メルトスルーなど重大事故を経て破局的大事故に至る。
このための対策として、制御棒落下によって核分裂反応を停止（止める）、
ECCS 等によって原子炉を冷却（冷やす）、原子容器、原子炉格納施設による放射能の外界からの遮断（閉じ込める）などの措置が義務づけられ整備されている。
(2)

非常用炉心冷却設備

非常用炉心冷却設備（ECCS）は、①蓄圧注入系、②高圧注入系及び③低圧注入系で構成される。蓄圧注入系は蓄圧タンクに貯蔵されたホウ酸水を緊急時に原子炉容器に注入する。高圧注入系及び低圧注入系は燃料取替
用水ピットに貯蔵されたホウ酸水を緊急時に原子炉に注入する仕組みとなっている。
(3)

蒸気発生器

蒸気発生器は加圧水型原子炉の最大の弱点となっている。大きさは直径
約 5m、全長約 20m で、形状は上下にすぼんだ円筒形をしている。蒸気発生器下部から内部に向けて逆 U 字型の伝熱細管（直径約 2cm、管の肉厚約1.3mm）が管板を介して３千数百本溶接されている。中ほどに一次側(給水三菱重工業製「蒸気発生器」。逆 U 字形に張り付いたように見えるのが伝熱管。（日本語ウィキペディア「蒸気発生器」）

13側)入り口があり、発生した蒸気は気水分離器、湿分分離器を経て最上部から外へ出てゆく。一次冷却材が下から入り、逆 U 字型伝熱細管内部を流れて下から出ていく間に二次冷却材と熱交換する。二次側の冷却材は一次側に比べて低圧となっており、伝熱細管内を高温高圧の冷却材が高速で流れている事と蒸気発生器内部で盛んに蒸発が起こるため内部は激しい振動にさらされており、伝熱細管が破損する危険性がある。
1991 年 2 月 9 日に、関西電力美浜発電所２号炉で伝熱細管がギロチン
破断（刃物で断ち切った様に真っ二つになる事）して一次冷却材が二次側に漏洩した。一次冷却材の漏出により「加圧器圧力低」の信号が発報し、原子炉はトリップ（原子炉が自動停止すること）、続いて ECCS が自動作
動して原子炉は冷却され停止した。この事故は、国内の原子力発電所でECCS が作動する最初の事例となった。
また、1966 年年度から 2012 年度の間、法令で報告が義務付けられている事故及び故障件数は、加圧水型原子炉だけで 322 件報告されているが、うち蒸気発生器の事故故障件数は 139 件にのぼり、全体の約 43%となっている。（甲 4 号証「原子力施設運転管理年報」272 頁）
対策としては点検・保守が行われる。検査の結果腐食や減肉で使用に耐えないと判断された細管は栓をされ不使用となる（施栓）。肉厚 1.3mm程度の伝熱細管は、１基あたり３千数百本あり、本件原子炉には３基の蒸気発生器（3 ループ式）を備えているからその数は１万本を超える。定期
点検時に本件原子炉の蒸気発生器の伝熱細管がすべてその都度点検・整備されているのかどうか債権者らは詳らかにしない。
また対策としては蒸気発生器の取替作業も行われている。
４

本件原子炉への電力供給
本件原子炉発電機で発電した電気は、当然外部電力網に供給されるほか、

本件原子炉運転に係わる設備にも供給される。また本件原子炉には外部から受電できるよう変圧器を通じて送電線（受電線）につながっており、これにより本件原子炉は外部から交流電源が供給される。これを「外部電源」

14という。本件原子炉は原子炉が運転して発電している間は、いわば自家消費できるが、点検時や緊急時など本件原子炉の発電が停止している間は、工学的安全施設をも含め外部電源に依存している。外部電源はこの意味で
本件原子炉の生命線といえる。なんらかの理由で外部電源が途切れた場合に備えて本件原子炉は、非常用ディーゼル発電機等を備えている。
本件原子炉発電機、外部電源、非常用ディーゼル発電機からの電源供給が途絶えた時、これを全交流電源喪失（Station Black Out＝SBO）という。
（福島第一原発事故ではまず SBO が発生した。）
SBO が発生する場合に備えて、本件原子炉は、直流電源である蓄電池（バッテリー）、非常用発電装置あるいは電源車を備えている。問題はこれで十分かという点である。本件については必要に応じ別途準備書面で主張・疎明する。
また本件原子炉は、プルトニウム燃料も混用する、いわゆるプルサーマ
ル炉でもあるが、この危険性については、使用済み核燃料の危険性と共に必要に応じ別途準備書面で主張・疎明する。

第５

福島第一原発事故による被害と警告

東京電力福島第一原発事故後、原発再稼働の評価、判断を行うに際し、同事故が突きつけた課題と警告を今一度考察することは必須である。
１

事故の根本的原因(1)

外部電源喪失2011 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震及び津波を端緒として、東京電力の福島第一原発は国際原子力事象評価尺度（ＩＮＥＳ）でレベル７という極めて深刻な事象を引き起こした。地震発生時、同原発は、１号機は定格電気出力一定で運転中、２号機と３号機は定格熱出力一定で運転中、４、５、６号機は定期点検中であった。運転中だった１、２、３
号機は地震による地震動のため地震発生直後に原子炉緊急停止した。
（「スクラム」。同原発は６炉すべてが沸騰水型原子炉で、本件原子炉とは型式15が違う。「原子炉緊急停止」は、沸騰水型では「スクラム」と呼ばれ、加圧水型では「トリップ」と呼ばれている。）
この地震動で、東電新福島変電所からの福島第一原発にかけての送配電
受電設備が損壊し、すべての外部からの送電が停止した。また、東北電力の送配電網から受電する 66kV 東電原子力線が予備送電線として用意されていたが、受電側の１号機金属閉鎖配電盤（Ｍ／Ｃ）に接続するケーブルの不具合のため、同送電線から受電することが出来ず、全外部電源を喪失してしまった。（甲 5 号証「国会事故調報告」23 頁）
前述のごとく、原発では工学的安全設備を含めすべて電気で動く。電源の中で最も重要であるのは交流動力電源である。スクラム停止した以上、同原発の生命線は外部交流電源であり、同原発はこの時点で、背水の陣を敷くことを余儀なくされた。
(2)

外部電源の状況

１号機から６号機への外部電源系統は７系統あった（大熊線１号から４号、夜の森線１号及び 2 号、東電原子力線）。
一方受電ルートは３系統であった。そのうち東電原子力線は震災当時ケーブルの不具合のために利用不能な状況だった。地震が起こった時に、これら送電線の鉄塔は倒壊し外部電源が断たれるというお粗末な状況だったのである。
しかも東電側唯一の変電所である東電新福島変電所も耐震性に問題が（甲号証「国会事故調報告」141 頁より引用）

16

あった。東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（以下「国会事故調」という。なお同調査委員会は唯一国政調査権をもつ調査委員会である。）
は東電新福島変電所についてその報告（以下「国会事故調報告」という。）の中で次のように述べている。
「複雑な地盤構造に立地するため、福島第一原発における基準地震動（当時同原発の基準地震動は、Ss-1 で 450 ガル、Ss-2 で 600 ガルだった。甲 5 号証 69 頁）クラスの地震が発生した場合には、新福島変電所地点では地震動が増大し、東電の検討資料には、解放基盤面における最大加速度は 1024 ガルにも達するとされていた。解放基盤面で最大加速度 1024 ガルが生じた場合には外部電源を７日以内に復旧することは困難との記載も見られる。」（甲 5 号証 142 頁）
福島原発事故は、外部電源設備を含め発電所全体が地震に対してあまりにも脆弱だったため発生したという認識が極めて重要となる。
国会事故調報告は、「電源系統に関する以上の検証から、自然災害に対する電源系統の多様性、独立性は十分ではなかった。そのため、原子力発電所の安全に対するさまざまな脅威に対処しうる、電源系統全体としての多様性と独立性を有した設計の在り方を改めて整理し直し、それを実践す
ることが必要である。」（甲 5 号証 141 頁）と指摘している。
問題は国会事故調の警告が本件原子炉に活かされていないことである。
(3)

全電源喪失

地震によって外部電源を全喪失した福島第一原発に津波が襲った。非常用ディーゼル発電機、冷却用海水ポンプ、配電系統設備、１号機、２号機、４号機の直流電源などが水没して機能不全となり、わずかに残ったのは６号機の空冷式非常用ディーゼル交流発電機１台を残すのみで残りすべてで電力供給機能が失われた。
すなわち１号機、２号機、４号機は直流電源を含めて全電源喪失、３号機及び５号機は全交流電源喪失（SBO）となった。３号機は直流電源が辛うじて生き残ったものの、3 月 13 日未明には蓄電池が放電し、全電源喪失

17となった。５号機は直流電源、６号機は非常用ディーゼル発電機で「危険の源泉」である核燃料プールの冷却作業を継続した。
１号機から４号機は全電源喪失のため、１号から３号炉の炉心核燃料及び燃料プールの核燃料、４号機は核燃料プールの核燃料冷却作業の道が閉ざされた。
２

その後の進展(1)

１号機

全電源喪失後、「冷やす」機能がすべて失われたため 3 月 11 日午後 6時 10 分頃炉心露出が始まった。同午後 6 時 50 分頃炉心損傷が始まった。
翌 12 日午前 5 時 46 分、人力で淡水の注入を開始したものの、容器内の高温・高圧状態が改善せず、午後 2 時 30 分頃容器の爆発を防ぐためベントを開始。その約１時間後午後 3 時 36 分水素爆発。炉心溶融で発生した水素が建屋上部にたまったもの。その後本格的に炉心の放射性物質を環境に
放出。
(2)

２号機

3 月 14 日午後 1 時 25 分、東電が RCIC 停止と判断（RCIC は原子炉隔離時冷却系。原子炉の蒸気でタービン駆動ポンプを運転し冷却水を原子炉内に注入し、炉内の崩壊熱を除去し減圧する系統）。午後 5 時頃炉心露出開始。午後 7 時 20 分頃炉心損壊開始。午後 7 時 54 分、人力で海水注入。翌
15 日午前 6 時頃、サプレッションチェンバー付近で爆発（いまだに爆発箇所は特定されていない。）その後放射性物質の大量放出。
(3)

３号機

3 月 12 日午前 11 時 36 分 RCIC 停止。12 時 35 分 HIPC 開始（HIPC は非常用炉心冷却系の一つで、原子炉圧力が急激には下がらないような事故時に、
蒸気タービン駆動の高圧ポンプで原子炉に冷却水を注入する。）。翌 13日午前 2 時 42 分 HIPC 停止。9 時 10 分頃炉心露出開始。9 時 20 分頃ベント。9 時 25 分淡水注入開始。10 時 40 分頃炉心損壊開始。午後 1 時 32 分
海水注入開始。そして翌 14 日午前 11 時 01 分、大規模な水素爆発。以降

18

大量放射性物質放出。
(4)

４号機

４号機は定期点検中であり、核燃料は炉心からすべてプールに移され貯蔵されていた。停電あるいは機器の故障のためプールの状況は全くわからず、狭いプールに大量に詰め込まれていた核燃料の核崩壊熱のため、プール内で燃料溶融、大量の放射性物質放出が懸念されていた。プールを冷却する手段は全く失われていた。アメリカの専門家が真っ先に懸念したのも４号機核燃料プールであった。
ところが何らかの理由で原子炉とプールを隔てる壁が壊れ、たまたま４号機原子炉ウェルいっぱいに張ってあった水が、核燃料プールに逆流、４号機プールの核燃料を冷却することとなった。しかも、原子炉ウェルの水もたまたまシュラウド取替工事の遅れのために張ってあったものであり、工期通りであれば本来存在しなかった水であった。（下図参照のこと）

福島事故で見られた数々の僥倖のうち最大のものの一つといわれる。

19

20

福島第一原発事故が重大事故を通り越して破局的大事故に進展した根本的原因は、巨大津波にある、という分析が一般的だが、政治的要因、東電の安全意識の欠如・コスト優先主義等の要因を除けば、その事故の原因のすべての出発点は、津波襲来前の地震による全外部電源喪失にある点は疑いようがない。この点が現在の新規制基準で全く採用されていない。この点は必要に応じ別途準備書面で主張・疎明する。
前頁に 1 号炉から 4 号炉の事故状況の進展を一覧表で示す。
３

福島第一原発事故による被害(1)

放出された放射性物質

福島第一原発事故は、3 機の原子炉が同時期にメルトダウンを起こしたという点でも、使用済み核燃料が危機一髪の危険に曝されたという点でも(前出４号機プール事件)、世界で初めての事故であった。
放出された放射性物質の量は 2011 年 3 月末までに限っても、ヨウ素 131
換算で 90 京ベクレル（900 ペタベクレル）とされている。これはチェルノブイリ事故の際のヨウ素 131 換算で 520 京ベクレルの約 17％に相当する。
（甲 5 号証 329 頁）
しかし個別の核種ですべての放出量がチェルノブイリ事故を下回った
わけではない。原子力安全・保安院が 2011 年 6 月 6 日に公表した報告（「東京電力株式会社福島第一原発事故に係わる１号機、２号機及び３号機の炉心の状態に関する評価について」（甲 6 号証））によれば、解析期間（事故発生から 2011 年 3 月 16 日まで）における放射性物質の試算値では、キ
セノン 133 が 1100 京ベクレルに及びこれはチェルノブイリ事故と比べると約 1.7 倍に及ぶ。
早期に収束したチェルノブイリ事故とは異なり、福島原発事故は発生か
ら約 9 年経過した今日でも事故そのものは収束しておらず、大量放出期後しばらく毎日 2 億 4000 万ベクレル（毎時 1000 万ベクレル）の放射能を環境大気中に放出する時期が続いており、2020 年 1 月時点でも、1 号機から
4 号機合計で毎時 12 万ベクレル（1 日最大 288 万ベクレル）の放射能を環21

境に放出している。（甲 48 号証）収束いまだしの福島第一原発が環境中にまき散らす放射能はチェルノブイリ事故のそれを上回る可能性すらある。
(2)

被害の範囲と概要

環境省によると、年間 5mSv*1 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で 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である。（甲 5 号証 330 頁）＊1 mSv（ミリシーベルト）：Sv（シーベルト）の 1/1000 という意味。実効線量の単位呼称。
実効線量は放射性物質からヒトが全身に受ける影響を数値化した概念。本来個人差の大きいヒトが受ける影響を、一般化・数値化した概念であるから科学的概念ではなく、「放射線防護学」上の概念。科学的研究論文などでは使用してはならない、とされている。日本の法令では公衆の被曝線量の上限値は、平常時年間 1mSv とされている。

また破局的大事故で放出された放射性物質のうち、最も大量に放出された核種のうちの一つ、セシウム 137 で汚染された地域は次頁図の通りである。（甲 5 号証 330 頁）
前出環境省のデータは年間空間線量による汚染データであり、文科省のデータはセシウム 137 による土壌汚染マップであるため直接の比較はできない。しかし平米あたり 60 万ベクレルから 100 万ベクレルの土壌汚染（図の緑色）以上の汚染地地域が広範囲に広がっていることがわかる。
これをチェルノブイリ事故での汚染地域と比べると、セシウム 137 の汚染地域は、ウクライナ、ベラルーシ、ロシアの３ヶ国で、平米 55 万 5000
ベクレル以上の汚染地域は 1 万 300km２、148 万ベクレル以上の汚染地域は
3100km２とされている。（甲 5 号証 330 頁）
セシウム 137 による土壌汚染面積を、福島原発事故とチェルノブイリ事
故で直接比較することはできない。政府がセシウム 137 による土壌汚染面
積の日本全体の発表をしていないからだ。

22

（甲５号証 330 頁から引用）

次頁図（甲 7 号証「ウクライナ政府報告」PDF 版 83 頁）はチェルノブイ
リ事故で汚染されたウクライナ全土の、セシウム 137 汚染マップだが、日本政府はこのようなマップを作ろうとせず、放射能汚染による健康被害に関し、チェルノブイリ事故と福島原発事故との直接比較ができない。

232011 年 4 月ウクライナ政府緊急事態省報告より（甲 7 号証）。1986 年 4 月現在のセシ
ウム 137 土壌汚染マップ。平米 10 万ベクレルの土壌から次第に赤色が濃くなっていく。

前出文科省のマップも福島第一原発から半径 80km の地域を調査したものに過ぎない。しかもチェルノブイリ事故による汚染マップは、ウクライ
ナ全土について定期的に調査され、公表されているのに対して、日本政府
は土壌汚染の状態をほとんど調査していない。
一方、年間空間線量 5mSv の汚染土地面積が 1778km２という数字をチェル
ノブイリ事故によるセシウム 137 の汚染土壌面積と比べることも出来ない。
空間線量とは地表 1ｍの空間の１点におけるガンマ線の線量に過ぎない。
空間線量の計測のみでは、セシウム 137 など広範な放射線核種による環境汚染及び被曝被害の実態は捉えきれない。福島原発事故による日本の国土の放射能汚染の実情はほとんど把握されていないといって過言ではない。
国土の放射能汚染の実態が明らかにならないまま、過酷事故の具体的危険性を孕む原発の再稼働は許されない。

24

(3)

避難者の数

国会事故調報告は、初期避難者の数について次のように述べている。
「本事故による避難区域指定は、福島県内の 12 市町村に及んだ。避難した人数は、平成 23 年（2011 年）8 月 29 日時点において、警戒区
域（福島第一原発から半径 20km 圏）で約 7800 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 10 人、緊急時避難準備区域（半径 20km から 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、合計では約 14 万 6520 人に達する。
なお、これに対してチェルノブイリ原子力発電所の事故により 1
年以内に避難した人数は、ベラルーシ、ウクライナ及びロシアの３ヶ国合計で 11 万 6000 人と推計されている。つまり本事故による避難者は、チェルノブイリ事故のほぼ同等人数ということになる。」（甲 5 号証 331 頁）
これに、いわゆる福島県内で指示によらない避難者（以下「指示外避難者」ということがある。いわゆる自主避難者のこと。）を加えて見ると福島県内だけで約 16 万人の人が避難を余儀なくされたといわれている。（甲8 号証）
事故当初旧ソ連政府が年間被曝線量 100mSv の基準で避難を決定したこと（甲 9 号証「チェルノブイリ原発事故に関する調査レポート」原子力規制委員会第１回「帰還に向けた安全・安心対策に関する検討チーム」会合
提出資料）や避難地域がチェルノブイリ事故では福島事故に比べはるかに広大だったことを考え合わせると、初期避難者の数がほぼ同等か、大きくは変わらなかったことは一見奇異に思える。
しかし人口密度を考えて見ると、日本が 336 人（平方 km あたり。以下同じ）に対してウクライナ 75.7 人、ベラルーシ 45.6 人、ロシア 8.2 人（世界平均は 50 人）（甲 10 号証日本語ウィキペディア「国の人口密度順リスト」より。なおこの記述は国連経済社会局『世界の人口推計 2008 年版』

25

を基にしている）であり、人口密度のはるかに高い日本で初期避難者が相対的に圧倒的に多かったことは当然といえよう。
我が国における原発の破局的大事故を考える場合、単純に放射能汚染面
積や避難者人数を比べるのではなく、我が国が世界的に見て人口稠密地帯の一つであることも考慮に入れなければならない。
福島原発事故後 9 年経過した現在、事故による避難者の数は、国も福島県をはじめとする関連各県当局も正確には把握してない。2019 年初めの時
点で、福島県だけに限定すれば、計 4 万 2105 人（県内 9323 人、県外 3 万2769 人、不明 13 人）である。
しかしこの避難者の数にはトリックが隠れているといわれる。朝日新聞（甲 8 号証）は、「避難指示が出た地域の住民の住民登録は約 7 万 1000人で、実際に住むのは 1 万 1000 人。約 6 万人が原発事故前の居住地を離れている計算だ。復興庁の数字とは約 2 万人のズレがある。今も避難指示が出ているにもかかわらず、「避難者として数えられていない人たちがいる。」と述べ、復興庁の行った新たな避難者の定義「戻る意思のあるもの」に触れ「意思の把握が困難な場合には避難終了」として避難者の統計から外しているという。2018 年 4 月安倍晋三首相は国会で避難指示解除が進んだことで「避難者の数もピーク時の１／３。復興は着実に前進している。」と述べており、統計もその言葉にあわせた観がある。政府は汚染状況の把握同様、福島原発事故による避難者及び移住者の実態も把握したくないよ
うに映ずる。
福島県外各県の指示外避難者を考慮に入れると、いまなお多くの人たち
が「避難」したままである。なお指示外避難者の数も国家レベルでは把握されていない。
(4)

悲惨な放射能災害の被害実態

ア

双葉病院事件
福島原発事故の放射能災害による被害の悲惨さは枚挙にいとまがない。

いずれも放射能災害による被害が特徴的だが、その典型的な例が「双葉病26

院事件」である。
双葉病院は福島第一原発から南西約 4.5km に位置し、事故発生当時、寝たきり高齢患者ら 338 人が入院、隣接する介護老人施設「ドーヴィル双葉」にも 98 人の入所者がいた。3 月 12 日の政府の半径 10km 圏避難指示を受けて、同日午後避難の第一陣が出発したが、入院患者 129 人と入所者 98 人が取り残された。
12 日自衛隊の救助隊は残留者を救助するため駐屯地を出発したが 1 号機が爆発、線量が上がったため駐屯地に引き上げた。またタイベックススー
ツ（放射線防護服）の到着を待っていたため出発が遅延、結局出発したのは 14 日午前零時、双葉病院患者 34 人と入所者 98 人を救助したのは同日
午前 10 時半だった。12 時頃、相双保健所に到着したが、受け入れを拒否され、午後 3 時同地を出発、約 5 時間かけて、いわき光洋高校体育館に到着したが、この時点で 8 人の死亡が確認された。
14 日午後 10 時頃、双葉病院に詰めていた双葉警察署の副署長は、一時避難せよ、との指示を受け鈴木病院長、ドーヴィル双葉施設長らと共に、川内村に一時退避。
情報が錯綜する中、15 日自衛隊が到着、午前 9 時頃から第 3 陣避難が開始されたが、11 時頃放射線量が急上昇したため、患者 47 人を避難させた
時点で中断、病院を後にした。
15 日午前 10 時半ごろ、自衛隊が病院に到着、7 人を避難させた（第 5陣避難）。しかし情報不足から別棟に 35 人の患者が取り残されていることに気づかなかった。
第 3 陣・第 4 陣の患者は、福島県伊達市の伊達ふれあいセンターに搬送されたが、この時点で 2 人の死亡が確認された。
16 日午前 0 時半頃、35 人の患者の避難が開始された。福島県二本松市の霞ヶ城公園（及び同公園内あづま総合運動公園）に搬送されたが、この時点で 5 人の死亡が確認された。
その後の死亡者も含めてこの一連の避難で死亡者は合計 44 人にのぼる。

27

もともと常時介護や治療が必要な人たちで、過酷な避難行動で死亡した人もいるという。放射線量の影響で、スムースな救助活動ができなかったこ
とも大きな要因である。
避難バスの中ですわったまま死亡した人や床に崩れ落ちる様に死亡した人もいる。（甲 11 号証「東電刑事裁判で明らかになったこと」14 頁から 24 頁）イ「妻子を福島に戻すことはできません」
福島市に住む 32 歳の男性（神野一喜さん）は、福島で結婚し、家を買い、2010 年 3 月に長男を授かった。福島原発事故の後、東京都国立市、名古屋と避難を続け、名古屋の名鉄病院で長男に予防接種をした。最終的には山形に居を定め、妻子は山形に住む。自身は仕事の関係で福島に住む。
結局長男と一緒に暮らしたのはたったの三ヶ月あまり。しかし、放射能のことを考えると「妻子を福島に戻すことはできません。」という。事実従妹の子どもには嚢胞ができたという。「お金が欲しいわけではない、元に戻して欲しいだけだ」ともいう。（甲 12 号証）
ウ「私たちの財産を放射能まみれに」福島県田村市で農家を営む男性（石井恵三さん。現在休業中）は福島第一原発から 36km のところに住む。家族全員で約 5 カ月の避難生活を送り、子どもの不登校問題を契機にもと居た田村市に戻ってきた。その男性はいう。「福島事故で私は沢山のものを失いました。仕事を失い、大切な家畜を見殺しにしてしまいました。親戚の様につきあってきたお客さんを失いました。有機農法で培った肥沃な田畑は、放射能で汚され、周りの美しい
山や川、自然を汚され、友人を失い、築いた家等の不動産も価値を失い、何よりも私自身被曝させられました。」（甲 12 号証）
ここから私たちが得る教訓は、二度と福島原発事故のような原発破局的大事故を起こしてはならないということであろう。

28

４

低線量被曝への懸念と放射能災害の特徴(1)

戻らぬ子どもたち

事故後 8 年を経過し福島県内で避難指示解除となっても避難解除 9 区域の居住率は 23.2％程度であることが明らかになっている。
（甲 13 号証「2019年 4 月 12 日付け河北新報ＯＮＬＩＮＥ」）人口構成も 60 歳以上 75.5％と高齢化が目立つ。また立派な新校舎を建設して授業再開した福島県川俣町の山木屋小学校は子どもが集まらぬため再開してわずか１年で休校に追い込まれたという。（甲 14 号証）
子どもたちを抱える子育て世代が、避難指示解除となってもなかなかもとの居住地に戻らないのは、いうまでもなく低線量被曝による健康被害への懸念があるからである。
低線量被曝（国際的な権威とされる国際放射線防護委員会―ＩＣＲＰが、
概ね累積 100mSv 以下の放射線被曝を低線量被曝と呼んでいるのでこれに従う。）に対する懸念は、避難しなかった人たちあるいは避難解除でもとの居住地に帰還した人たちについても同様である。
５

福島第一原発の現在(1)「事故は終わっていない」「東京電力福島原子力発電所事故調査委員会法」に基づき調査が行われ2012 年に公表された国会事故調報告は、「福島原子力発電所事故は終わっていない。」の文言から始まっている。（甲 5 号証 5 頁）
事故から約 9 年経過した現在でも、この国会事故調報告の文言は真実である。むしろ一部では事態はより悪化している。事故終息に向けての努力は継続しているものの、その成果は、やっと４号機燃料プールから核燃料を取り出したに過ぎない。
(2)

「水戦争」

田中俊一元原子力規制委員会委員長が「事故との闘いは水戦争だ」と形容したように、１号機から３号機の炉内や燃料プールに存在する莫大な量の核燃料は冷やし続けなければならない。冷やすために注入された水は、

29

循環機能を喪失しているので汚染水として敷地内に溜まり続けている。
また同敷地には、今も毎日約 100 トンの地下水が流入しているといわれ（甲 15 号証）、セシウムやストロンチウムなどの放射線核種を取り除き、ほぼトリチウムだけとなった汚染水は保管せざるをえない。この汚染水が19 年 8 月時点で 105 万トンを超えたという（同 15 甲号証）。やがて保管の限界がやってくる。東電、経産省、規制委は、環境省の基準を下回るよ
うに水に薄めて太平洋に流せばいいという主張だが、この環境省の告示基
準は、単位規制があるものの、総量規制がないというザル規制である。この規制に従えば、薄めればいくらでも流していいということになり、到底規制とはいえない。地元漁協が反対するのは当然である。この「水戦争」には終わりが見えない。
(3)

最も危険な原発

炉内や 1～3 号機プール核燃料は、ほとんどが損傷を受けており、中には溶融核燃料（デブリ）と化したものもある。高線量の放射能を発し続けているため、容易に調査ができない。取り出し方も現在手探りで研究中である。福島第一原子力発電所は事故で重篤な損傷を受けており、原発に求められる最低限の安全性すら備えていない。つまりは日本でもっとも危険な原発ということができる。福島第一原発は、2012 年以降の日本の原子力規制の法体系の下では違反だらけの原発となるため、新たに「特定原子力施設」に指定し（炉規制法第 64 条の 2 第 1 項）、全く別扱いをしている（甲 16 号証「東京電力福島第一原子力発電所の特定原子力施設への指定等について」）。法規制による枠組みを変えてみたところで、同原発が巨大地震、津波、台風、集中豪雨などの自然災害に極めて脆弱であるという事実が変わるわけではない。この意味で同原発は現在日本社会の最大のアキレス腱である。なぜ国家をあげて事故解決に力を注がないのか、なぜ、
今や社会的必要性が希薄となってしまった他原発稼働に力を割こうとす
るのか、債権者ら一般市民の感覚では全く理解の出来ないところである。

30

６

日本が壊滅する危機だったこと「世界の原子力発電所の歴史に残る大事故であり、科学技術先進国の一つである日本で起きたことに世界中の人々は驚愕した。」（甲 5 号証 5 頁）といわれる福島原発事故だが、それでも数々の僥倖に恵まれて 900 ペタベ
クレルの放出で済んだのである。福島原発事故発生から 2 週間たった 3 月
25 日、当時の菅直人首相の要請に応じて当時原子力委員会の委員長で、原子力行政のトップだった近藤駿介氏が作成した「福島第一原子力発電所の不測事態シナリオの素描」（甲 17 号証）（下図）では、福島第一原発から半径最大 250km 住民の居住移転もありえた、としている。

このシナリオでは１号機が水素爆発、高線量のため作業員が近づけず、格納容器破損で放射性物質大量放出、作業員総退避の後、まず４号機燃料プールが陥落、続いて２号機、３号機の格納容器破損で放射性物質放出、それから１、２、３号機の燃料プール陥落という想定である。

31

もし 1 炉分の放射能が放出されれば、半径 170km 圏の住民が総移転。2炉分の場合は半径 250km 圏住民が総移転となったという。半径 250km の円の中には東京首都圏がすっぽり含まれ、首都圏総退避の危険もありえた。
そうなれば日本国壊滅である。（下図。赤線は引用者）

いずれもチェルノブイリ管理法で規定されたセシウム 137 土壌汚染の 1平米あたり 55 万ベクレルの強制移住地域を想定している。当時福島第一原発の所長だった吉田昌郎氏は、2011 年 3 月 14 日夜、「当時自分たちのイメージは東日本壊滅だった」と述懐している。
ところがこれでも最悪のシナリオではない。５号機、６号機の核燃料が計算に入っていないからだ。近藤シナリオでは５、６号機とも「事象の発生施設」としながら、不測の事態進展シナリオの中に含めていない。高線量で作業員が総退避の状態になれば、当然いつかは５、６号も陥落する。
そうなれば 250km 圏総移転では済まなくなる。しかも、これは土壌汚染 55

32

万ベクレル（平米あたり）以上の汚染地域を想定したケースである。
チェルノブイリ管理法で土壌汚染 55 万ベクレル（平米あたり）以上の地域とは年間被曝実効線量で 5mSv 以上となる。圏外の人たちは逃げないだろうか？恐らく若い世代を中心にそれぞれの居住地から避難を開始するだろう。東日本はもちろん、日本全体が壊滅という事態もありえたのである。原発事故･放射能災害とはそういうものである。原発を運転するということは「一つの国が壊滅」という事態と常に隣り合わせであることに特にご留意いただきたい。
実際には、近藤シナリオで全員総退避のきっかけとなった４号機燃料プールの陥落は発生しなかった。４号機燃料プールには数々の理由によって水が注入できなくなっていた。プールが干上がり、その中の核燃料が溶融し、近藤シナリオ通り放射性物質の大量放出は時間の問題と思われていた。
ところが４号炉内（４号炉原子炉ウェル）の水が、プールと原子炉を隔てる壁が損傷していたことによって、原子炉ウェルの水がプールに流れ込んだのである。なぜ壁が損傷したのかいまだに確定しない。３号機の水素爆発の時に損傷したのではないかともいわれている。また４号炉原子炉ウェル内にたまたま水があったことも幸運だった。４号機は定期点検中であり、シュラウド（炉心を覆う円筒状のステンレス製構造物）の取替工事が予定されていたが、工期が数日遅れ、たまたま原子炉ウェルに水があった。工期通り進行していれば本来存在しなかった水である。
次の原発破局的大事故の際、福島第一原発を見舞った数々のこれら僥倖
は決して期待すべきではない。むしろ「最悪の不運」を覚悟しておくべきである。こうした状況の下で、なおかつ原発を再稼働させる政策が進められているが、債権者らの一般市民感覚では全く理解できない。

第６地震と本件原子炉の危険性

１

世界の地震と原子力発電所の分布
次頁図は 2015 年 3 月「日本の原子力発電と地球科学」と題する日本地33

震学会（公益社団法人）が開催したモノグラフ（甲 18 号証）に納められている石橋克彦氏（神戸大学名誉教授）の論文「地震列島・日本の原子力発電所と地震科学」からの引用である（同甲号証 3 頁）。図中、グレイのドットは 1990 年から 2013 年までの世界で発生したマグニチュード 4 以
上の地震約 16 万個の震央の位置を示したもので、赤丸は世界の原発の位置を示したものである。
日本列島は地球の表面積の 0.3%足らずだが、その範囲内で地球の全地震の約 10%が発生し、地震の空白地帯はない。日本列島は正に地震列島である。2011 年 3 月福島原発事故発生時、その日本列島には 54 基の商業用発電原子炉が存在していた。これは当時世界中の商業用発電原子炉の約 13％に相当する。原発が一国を滅ぼすかも知れない危険性を孕んでいることを考えあわせると、地震列島にかくも多くの原発が集中しているのは異常な状況、という認識がまず重要である。

34

２

複雑な地殻の上の日本列島
日本列島は、世界に類例のない、複雑な地殻の上に作り上げられている。

列島は地球を覆っている十数枚のプレートのうち４枚のプレートの衝突部にあって、世界的にも活発な「沈み込み帯」の最前線に位置している。
日本列島は北米プレートとユーラシアプレートの２つの大陸地殻にまたがり、さらに太平洋プレートあるいはフィリピン海プレートの沈み込みによって２方向から強く圧縮されている。（下図参照）
最近注目され始めた房総沖と伊豆半島付近の２ヶ所のトリ

プルジャン

クション（3 つのプレートが 1 カ所で接する三重点）の存在は４つのプレートがぶつかり、せめぎ合う場として世界に類例がなく、日本列島がいかに複雑な応力場に支配されているかを示している。

マグニチュード*1７以上の地震は世界中でこの 90 年間に 900 回ほど起きているが、そのうち 10％もの地震が日本で起きている。マグニチュード
８クラスの巨大地震も日本海溝や南海トラフといった沈み込み帯に集中し、ここでのプレートの衝突がいかに激しいかがわかる。

35

さらに太平洋プレートの日本列島下への活発な沈み込みは、日本列島を世界でも有数な火山列島にしている。このような日本近海のプレート運動
は、島弧に強い歪みを与え世界でも有数の地震多発帯、火山活動多発帯といった自然災害の場を形成し、また地殻の上昇も加わって、非常に脆弱な地盤をもつ日本列島を作り上げている。（甲 19 号証）
原発の安全性を検討するに際しては、日本列島が世界に類例のない複雑な地震応力場に支配されている地域だという認識が極めて重要となる。
＊1 マグニチュード：地震の大きさを直接観測する手段はない。地中深くで発生するためである。「地震動」としてその揺れを観測するのみである。これに対して地震のもつエネルギ
ーの大きさを解析によって求めることができる。エネルギーの大きさの単位がマグニチュードである。断層運動の力のエネルギー（モーメント）から導かれるのが「モーメント・
マグニチュード（Mw）」である。気象庁のマグニチュード（Mj）は異なる概念である。
研究論文などでマグニチュード（M）というときはモーメント・マグニチュード（Mw）を指すことが多い。マグニチュード（M）は対数なので、M では 0.2 の差でもエネルギーの差は２倍となる。たとえば M6 と M7 では約 32 倍、M6 と M8 の差は約 1000 倍の差となる。

３

原発の耐震設計
原発では、原子炉やポンプ等の無数といっていいほどの器機・配管などが設置されており、もちろんこれらの器機・配管等は、建物とは独立した
固有周期*2 を有している。それらの応答はそれぞれ異なる。また応答は設置されている各階の床によっても異なる。従って応答スペクトル*3 から、最大加速度*4 を求め、それに対応するように設計することになる。

＊2 固有周期：地震動と建築物との関係においては、「振動体としての建築物」の揺れ方の性質、すなわち「振動周期」が問題となる。建築物は地震動に対して自由振動するが、その自由振動は建築物に応じて固有の周期を見せる。これを「固有周期」という。一般に低層建築物の固有周期は短周期であり、高層建築物の場合は長周期とされている。
＊3 応答スペクトル：地震動に対する、振動体としての建築物の反応を「応答」という。応答とは、つまりは揺れのことである。地震波は極短周期から長周期まで、さまざまな周期の地震動を発生させるが、その周期を一定の順序（例えば短周期から長周期の順序）に並
べ、それぞれの周期における地震動の大きさ（応答の大きさ）を表現したグラフが「応答スペクトル」である。応答スペクトルは必ずグラフの形で表現される。応答スペクトルを作成してはじめて、その建築物がどの周期に対して応答が大きいかが一目瞭然となる。
＊4 最大加速度：地震の揺れは一般には気象庁の「震度」で表されているが、震度は体感を基にしており、厳密に科学的概念とはいえない。科学的な概念としては「速度」と「加速度」が使われる。速度は地震波が 1 秒間に進む距離（単位は cm）で表現するので「cm/s」と表し、加速度は 1 秒間の速度の変化で表現するので「cm/s2」と表す。速度は特に「カイン（kein）」と呼ばれ加速度は「ガル（gal）」と呼ばれている。ある地震で建築物を襲う最大の加速度
が「最大加速度」である。ちなみに物体が落下するときの重力加速度は約 980 ガルである。

36

原発の耐震設計基準は、建築基準法とは異なり、全国一律ではなく、原発敷地ごとに最大の揺れ（最大加速度）を予測し、予測された最大の地震動に耐えられるように設計される。予測された最大の地震動が「基準地震動」である。
耐震設計でやっかいなのは、ものは壊れれば固有周期は変化することである。それは元の設計時固有周期ではなくなるということである。最初の地震で器機や配管が壊れ、2 度目の地震では設計時の想定とは異なる挙動をすることは十分あり得ることである。
たとえば、2011 年の東北太平洋沖地震で加盟各社にアンケート調査した
化学工業会 SIS 部会プラントオペレーション分科会は「東日本大震災におけるプラントオペレーションに関するアンケート調査報告書」（甲 20 号証）の中で、加盟各社の工場の中で、「弾性速度応答スペクトルの周期に対応する弾性速度応答と実際の建物被害（全壊、大破）との相関を表した
図を見ると、相関が強いのは 1～2 秒の地震動の周期帯で、建物の固有周期に対応する 0.2～0.3 秒前後の周期帯は相関が小さい。この 1～2 秒の周
期帯は、建物の塑性化による固有周期の伸びを考慮した等価周期と対応している。」と述べている（同甲号証 122 頁）。
つまり本来、固有周期 0.2～0.3 秒前後の周期帯で地震動との相関関係が大きくなければならないが、実際は 1～2 秒の周期帯で建物の全壊・大破が多く見られた、これは地震によって建物が塑性変形して固有周期が延びたのではないか、という指摘である。設計上の耐震安全性も実際の地震に際しては、完全に機能するとは限らない、という実例報告である。
本件原子炉のそれを含め、原発の耐震設計では、不合理にも、建屋、機器、装置、配管などを含む設備が最初の地震動で固有周期が変化し、続く次の地震動で安全機能が破壊される可能性を一切考慮していない。常に 1
回切りの地震動しか想定していない。
４

つきまとう「不確かさ」
原発の基準地震動の策定は、耐震安全性の要であり、適切に設定してい37

なければならない。しかし基準地震動の策定には常に「不確かさ」がつきまとう。地震は地中深くで発生する自然現象であり、発生しても地震を直接計測することはできない。
島崎邦彦東京大学名誉教授は、規制委員会の委員に就任する前の 2012
年 6 月に、纐纈一起東京大学地震研究所教授、岡田義光防災科学技術研究所理事長との座談会で、地震学者は「地震の平均像のようなものを見ていることになります。解像度を一生懸命良くしようとしているが、本当に中で何が起こっているかには手が届いてない。」と述べ（甲 21 号証 642 頁）、
また纐纈教授は「地震の解析はすべて隔靴掻痒で、本当のディテールは現状ではわからない」（同甲号証 642 頁）のが地震科学の現状であり、基準
地震動策定だけでなく、地震科学に不確かさ（ばらつき）は不可避なのである。
もし基準地震動をばらつきなしに精度良く科学的に計算できる科学があると主張すればそれはエセ科学なのであり、そう主張する科学者がいればそれはエセ科学者である。
５

原発の耐震基準の変遷
地震列島日本において原発がどの程度の地震に本当に耐えられるのかを見定めることは極めて重要になる。現在規制委員会は原発ごとに基準地震動を定め、基準地震動を原発の耐震設計基準にしている。
(1)

日本の耐震基準日本の原発導入は政治主導で始まった。56 年ごろには、政治主導でイギ
リスのコールダーホール型炉（天然ウラン原料黒鉛減速炭酸ガス冷却型-GCR）改良型炉（電気出力 16.6 万 kW）の導入の動きが強まったが、地震がほとんどないイギリスの設計であったため、地震に対する安全設計がなされていないことが問題であった。
地震とは全く縁のないイギリスで設計された原発が導入第１号だった
ため、耐震設計については日本人がゼロから独自の方策をとることになった。これが日本の原発耐震設計の出発点だった。

38

このように原発耐震基準の設定は、諸外国の影響を大きくは受けず、日本独自で、しかも電力業界、官界、学術界が渾然一体となって作り上げてきたのであり、規制する側、規制される側の垣根もなく、一体・一丸となって原発導入にあたったと考えられる。このような独特の風土・文化が、後に国会事故調報告が「規制の虜」と呼んだ悪弊となって規制委成立後の今日も続いている。
(2)

耐震設計の基準

耐震設計の基準については、61 年頃から通産省を中心に事業者用の技術基準の整備が進められ、70 年 10 月には日本電気協会の電気技術基準調査委員会原子力専門委員会耐震設計分科会が『原子力発電所耐震設計技術指JEAG4601-1970』を公刊した。このように日本の原発耐震設計の基

針準は、「規制される側」が作ったのである。
(3)

旧指針と耐震バックチェック

1978 年 9 月になって、ようやく原子力委員会が「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を策定した。翌 10 月に原子力安全委員会が発足し、規制の形が輪郭を見せ始めた。81 年 7 月に同安全委員会が建築基準法の改正を取り入れて、改めて「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」を決定した。（以下この審査指針を「旧指針」という。）
耐震設計用の地震動は、解放基盤面（基盤に仮想したほぼ水平で相当の拡がりのある自由表面）において 2 種類策定することとされた。その 2 種類とは、①

設計用最強地震：将来起こりうる最強の地震⇒基準地震動 S1②設計用限界地震：およそ現実的ではないと考えられる
限界的な地震⇒基準地震動 S2
それでは、旧指針が決定される前に運転を開始した原発に対して旧指針は適用されるのか、という問題が起きた。旧指針に照らして評価する、いわゆる「耐震バックチェック」問題が起きたのである。本来規制当局（当39

時は通産相の資源エネルギー庁）は速やかに耐震バックチェックの指示を
原子力事業者に出すべきであったが、その指示を出したのは 11 年も経過した 1992 年であった。
(4)

新指針と耐震バックチェック

1995 年の阪神・淡路大震災は、国民の地震工学に対する不信感を一挙に増大させた。同時に原発の耐震性に対する不信感も一挙に高まった。
原子力安全委員会（以下「安全委」という。）は､2001 年 7 月になってようやく耐震指針検討分科会（以下「分科会」という。）を設置して旧指針の改定作業を始め、5 年以上かけて 2006 年 9 月に新たな「発電用原子炉施設に関する耐震設計指針」（以下「新指針」という。）を決定した。
安全委が耐震指針を旧指針から新指針に改訂するのに 5 年以上かけている。現在の規制委員会がゼロから新規制基準全体を策定・公布するのにどんなに長めにみても約 10 カ月である。規制委が原発を再稼働させるためにいかに急ぎに急いだか、またいかに新規制基準が促成栽培であったかがわかる。
新指針は、基本的な考え方は旧指針と同じである。旧指針から変わった点は、①

基準地震動 S1 と S2 を廃して Ss に一本化②

地震動評価法で断層モデル*1 を用いた手法を重視③

活断層*2 の評価期間を過去 5 万年間から 12～13 万年間に拡張④

鉛直方向の地震動を個別評価⑤

耐震重要度分類で A 及び As クラスを S クラスに統合⑥

地震随伴事象(周辺斜面崩壊等と津波)の考慮を明記⑦

残余のリスクの明示＊1 断層モデル：地層を観察すると、元はつながっていた地層がある面を境に食い違っていることがある。このような食い違いの構造を断層と呼び、その食い違いの境界面を断層面という。基準
地震動策定には、地震源の想定が欠かせない。地震源を想定しないと地震動の予測計算ができな
い。地震の発生源である震源断層をモデル化したものが断層モデルである。断層モデルは断層面の向きや傾き、大きさ、面上でのずれの量、破壊の進行速度などの断層パラメーター（変数）で表現される。断層面上でずれの量が特に大きいところをアスペリティ(asperity)という。アスペリ
ティからは強い地震波が放出される。

40

＊2 活断層：断層で過去の一定期間にズレた形跡が確認できる断層を活断層という。地質学者の中には過去 100 万年以降ズレた形跡があれば活断層と呼ぶケースもあるが、規制委員会の定義
では、新指針で過去 12 万年から 13 万年の以降ズレた形跡がある断層を活断層としている。な
お活断層が地震源であるという誤解が見られるが、地震源はあくまで震源断層であり、活断層
はその痕跡に過ぎない。

阪神淡路大震災（兵庫県南部地震）から、10 年以上経て策定された新指針も、「当該敷地を襲う最大の地震動は、バラつきはあるものの精度良く予測できる。」という旧態依然たる地震観を前提とし、また地震リスク源
である活断層も事前におおむね把握できるとしている点で旧指針と全く変わらない。
変わったのは基準地震動 S1 と S2 を一本化 Ss にするとか、強震動予測
手法の枠内での変更など、旧指針から新指針への変更は小手先の変更に過ぎなかった。
また、旧指針の「M6.5 直下地震を想定した基準地震動（最大加速度 375ガル）」に代わるものとして、新指針では「震源を特定せず策定する地震動」が導入された。震源活断層は事前に把握しきれない、とする兵庫県南部地震の教訓を一定程度取り入れようとしたと評価もできよう。しかしさまざまな操作によって、結局「震源を特定せず策定する地震動」の最大加速度は 450 ガル程度にしかならなかった。
国会事故調報告が明らかにしたところによると、電気事業連合会が、指針の大幅な改訂は、既設炉の存続や原発訴訟に悪影響が出るからと裏で強く干渉し、分科会で特定委員に電事連の意向を代弁させたが、「震源を特定せず策定する地震動」に関しても 450 ガルに抑えるべく裏工作をした。
新指針決定の翌日、資源エネルギー庁の旧原子力安全・保安院（2001
年新設。以下「安保院」という）は、原子力事業者に新指針に照らして「耐震バックチェック」を行うよう求めた。
(5)

新規制基準の問題点

2012 年 9 月原子力規制委員会が発足、13 年 7 月には 12 年改正炉規制法に基づく新規制基準が施行された。そして基本的考え方として「５層の深層防護」の原則が導入された。うち第 1 層は、「安全を重視した余裕あ41

る設計と高品質の設計と運転」ということになっているが、耐震安全性という観点から見れば致命的欠陥を抱えている。というのは新規制基準の耐震指針は基本的に「新指針」をそのまま踏襲しているからである。
「旧指針」や「新指針」が原子力事業者にとって有利な（ということは
耐震安全コストをかけないで済むような）指針であり、場合によれば破局的大事故を起こしかねない指針であることは、わずか 7 年間で 5 回も原発
敷地に基準地震動を超える地震動が襲っていることで証明されている。
すなわち 2005 年 8 月宮城県沖地震で東北電力女川原発に基準地震動を超える地震動、2007 年 3 月能登半島地震で北陸電力の志賀原発、2007 年
7 月新潟中越沖地震で東京電力柏崎刈羽原発、そして 2011 年 3 月の東北
太平洋沖地震で東京電力福島第一原発及び東北電力女川原発を、それぞれ
基準地震動を超える地震動が襲った。
基準地震動は、実際には起こりえないような最強・最大の地震動の筈だった。それがわずか 7 年間に 5 回も発生しているという事実は、現在の基準地震動策定のあり方に何か根本的欠陥があるとする考え方は、科学的見解以前に健全な常識の結論であろう。
新規制基準は、耐震安全性についても東北地方太平洋沖地震や福島原発事故から学んでいない。1 度の地震で同時に 2 箇所の原発に基準地震動を超える地震動が襲ったのだから。もし学べば、新指針の抜本的改正は必須だったはずである。
６

強震動予測と原発の耐震設計(1)

事業者・推進官庁主導の策定

これまで、見てきたように我が国の原発の耐震基準策定は、導入時の事情もあって独特の発展を遂げてきた。その特徴をまとめれば、①

事業者・推進官庁主導の策定②

強震動予測の結果を耐震設計基準に用いるということができる。
債務者は、現在は原子力規制委員会が成立し、公平・中立な立場から耐42震設計基準が策定されている、と反論するかも知れないが、これは反論になっていない。なぜなら現在の耐震設計指針は「規制の虜」時代の「新指針」を踏襲しているからである。またその「新指針」も、すでに見たように 81 年の安全委員会による「旧指針」に小手先の改良を加えたものに過
ぎない。
(2)

強震動予測

強震動予測とは、当該地域を襲う最大の地震動を予測する学問的手法である。次の過程をたどる。
①

対象とする地震を想定する。

②

その地震に対して震源モデルを構築する。

③

揺れを予測する地点の地盤を含む、震源から予測地点までの地下構造をモデル化する。

④

以上のモデルに従って数値計算によって強震動を計算する。

どの一つの過程ができなくても対象地点の揺れは予測できない。（甲 22
号証 53 頁）
学問、科学としての強震動予測は、地震列島日本において極めて重要な研究分野である。防災、建築設計など多様な分野での基礎資料となるからである。
しかしその予測結果を、いきなり構造物の耐震設計の基準とはしない。
一つには、「予測技術のレベルは未だ研究段階にあり、普遍的に社会で活用できる域に達していない」（甲 22 号証 53 頁）からであり、またそれがいかに精緻な予測であっても、予測に過ぎないからである。地下深くで発生する地震のメカニズムはまだ解明されておらず、強震動予測はこのことを織り込み済みで、一つのモデル、一つの仮説もしくは推測として提示するのみである。
建築基準法では、耐震設計基準は全国一律である。地域の地盤の特性などによって、耐震設計基準が変わるなどということはない。（地盤の特性によって耐震設計基準を補強することはある。）従って現行建築基準法に43

準拠する限り、全国一律震度 7 までの地震動に耐えられるとされる。
ところが、原発では強震動予測の結果をいきなり耐震設計基準としているのである。
武村氏は次のようにいう。
「一部の例外を除いて、耐震設計に際し設定される地震荷重に、強震動予測によって計算された地震動をもとに建物にかかる地震力を算定した結果を用いることは希である。全国一律に近い設計用の地震荷重を過去の被害経験をもとに工学的判断によって設定しているのが普通である。(下線は引用者)」「･･･建物側から見れば、震源がすべて特定されているわけでもなく、予測されていない震源からの思
わぬ強い揺れが来るかも知れない状況では、そんなに簡単に強震動予測の結果を採用するわけにはいかない。」（同甲 22 号証 54 頁）「活断層の調査結果をもとに強震動予測をストレートに耐震設計に結びつけているのは原発のみである。（下線は引用者）」（同甲 22
号証 61 頁）
過去の地震被害経験をもとに着々と耐震設計基準を強化してきた一般
建築業界と、「地震は予知できる」と信じられていた時代に成立した強震動予測にもとづく耐震設計思想を保持し続ける原発業界とどちらが科学的であるかは自ずと明らかであろう。
(3)

基準地震動の意義

ア

基準地震動の定義(ア) 明確ではない基準地震動の定義
現行原子力規制法体系下で基準地震動の定義は実は明確ではない。規制委員会が決定した規則「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」（2013 年６月 28 日）の「地震による損傷の防止」の内容が書かれた第４条３項に「基準地震動」という言葉が出てくるが、そこでは、「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44

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」とある。「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」が「基準地震動による地震力」であることはわかるにしても、この文書では、基準地震動を既知のこととして書かれ、明確に定義していない。
規制委員会が、適合性審査の際の指針として使う内規である「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」（以降「審査ガイド」ということがある。甲 23 号証）においても、基準地震動を明確に定義していない。
表題に使用されている科学技術上の概念を明確に定義しないまま審査ガイドができあがっていることも驚きで、こんな審査ガイドで審査ができるのかどうかについても疑念を抱かせる。とまれ、同文書から定義らしい箇所を探すと、「１．総則」の中の「1.3

用語の定義」に、「（１）「解放基盤表面」とは、基準地震動（「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」における基準地震動
Ss の規定と同様。）を策定するために･･･」と出てくるので、審査ガイド
でいう「基準地震動」とは、新指針でいう「基準地震動 Ss」のことらしいとわかる。
（「新指針」は本件申立書「第 6-5-(4)」参照のこと）
そこで新指針の「基準地震動 Ss」の規定を探すと、「５．基準地震動の策定」の見出しのすぐあとに「施設の耐震設計において基準とする地震動
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ものとして策定しなければならない。
（以下、この地震動を「基準地震動 Ss」という）」とあり、「極めてまれ」ではあるが、「施設に大きな影響を与えるおそれがある」地震動のことだとわかるが、しかしこれは定義になっていない。定性的でもなければ定量的でもない。一言でいえば科学的ではない。

45

かように変幻自在、融通無碍な言葉遣いでは、本申立書も作成できないので、「新指針の Ss は旧指針の S1 と S2 を統合したもの」という知見を手がかりに旧指針の基準地震動の定義を見てみると、「S1＝設計用最強地
震：将来起こりうる最強の地震」のことであり、「S2＝設計用限界地震：
およそ現実的ではないと考えられる限界的な地震」のことと判明する。
（本申立書「第 6-5-(3)」参照のこと）
従って基準地震動とは、「当該原発敷地を襲う、将来起こりうる最強の地震で、およそ現実的ではないと思われる限界的地震」のことだと定義しうる。以下基準地震動のことを「当該敷地を襲うと予測される最大最強の地震動」ということがある。
もしこの解釈が誤っているなら債務者らにおいて指摘していただきたい。
次の問題は、基準地震動とはどこの部分を襲う地震動なのか、という点である。というのは、その地震が耐震重要施設の敷地表面を襲う地震動なのか、それとも耐震重要施設そのものを襲う地震なのか等によって地震力が違うはずだからである。この問題は、審査ガイドの「用語の定義」によって一部氷解する。用語の定義では「解放基盤表面とは基準地震動を策定するための仮想した地盤」とする趣旨の解説があるからである。
すると「基準地震動」とは｢当該原発敷地の解放基盤表面を襲うと予測される最大最強の地震｣という定義が与えられることになる。
もし債権者らの解釈に誤りがあるなら、根拠を示して債務者において指摘して欲しい。
しかし解放基盤表面は仮想した地盤であるから現実には存在しない。現実には存在しない地盤を襲う最大・最強の地震動が基準地震動であるから、基準地震動も又仮想に止まらざるをえない。すなわち基準地震動は実際に計測できない。計測できるとすれば、当該原発敷地直下に存在する「解放基盤」に似たもの、すなわち岩盤表面での地震動である。しかし解放基盤
表面は敷地岩盤表面そのものではない。方や仮想の地盤、方や現実の岩盤

46

という大きな違いがある。仮想の地盤、仮想の地震動では、現実に発生した地震動との比較ができない。債務者はいつでも仮想の世界に逃げ込むことができる。仮説や推測の正しさは現実に生起した事実によってのみ検証できる。従って今後論を進めるに当たって、仮想の解放基盤表面を敷地岩
盤表面とみなすことにする。
この解釈に誤りがあるなら債務者において根拠を示して指摘して欲しい。
(イ) 規制委「考え方について」の定義
規制委は、「実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について」（以降「考え方について」と表記する。甲 24 号証）と題する文書を公開している。2016 年 6 月 29 日に策定されたもので、以降 3 回の改訂を行っている。内容からすると原発訴訟対策のための文書と思われる。
規制委員会の「考え方について」は、「基準地震動とは何か。」とする
命題を立てておいて 5 頁にわたって説明している。（同甲 24 号証 243 頁
から 247 頁）
ところがこの文書においても基準地震動を明確に定義していない。あえて定義らしい箇所を探せば、「基準地震動とは、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。」（同甲 24 号証 244 頁）と述べている箇所だろう。前段部分「基準地震動とは･･･耐震安全性を確保するための基準となる地震動」とする箇所は、絵に描いたような同義反復である。後段部分「･･･安全機能が保持できるかどうかを確認する役割」とする箇所は基準地震動そのものを定義しておらず、その役割を説明するに過ぎない。

47

イ

基準地震動の役割「基準地震動」は、強震動予測の地震学を基礎とする。また、その強震

動予測地震学は、当該地点を襲う地震動は、不確かさはあるものの、かな
り精度良く計算できるという前提に立っている点で最新の科学的知見を集約したということはできない。地震に関する最新の知見によれば、「当該地点を襲う最大の地震動は精度良く予測することはできない」とするものだからである。
規制委員会の基準によれば、基準地震動による地震力に対しては、原発の耐震重要施設*1 は、安全機能が損なわれるものであってはならない（設置基準規則第 4 条第 1 項）とされている。
＊1 耐震重要施設：設計基準対象施設のうち、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（設置基準規則第 2 条第 2
項 7 号）のうち、地震の発生によって生じ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大きいもの（設置基準規則第 3 条第 1 項）。

また基準地震動は、重大事故等対処施設*2 のうち、常設耐震重要重大事
故防止設備が設置される重大事故対処設備は、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なければならない。（設置基準規則第 39 条第 1 項第 1 号、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。以下「技術基準規則」という。）＊2 重大事故等対処施設：重大事故に至るおそれがある事故に対処するための機能を有する
施設（設置基準規則第 2 条第 2 項 11 号）。

このように原発の安全確保の要である耐震設計は、基準地震動を策定した上、基準地震動による地震力によって、耐震重要施設の安全機能や重大事故等対処施設等の必要な機能等が損なわれるおそれがないように設計される。
従って基準地震動は、当該原発の地震に対する安全性を決定する極めて重要な役割を担っている。仮に基準地震動の策定に誤りがあり、本件原子炉の敷地を襲う基準地震動が過小評価されたまま、規制委員会の適合性審

48

査に合格し、実際に運転を開始しているとすれば、それだけで債権者らの人格権侵害の具体的危険が推認できるというべきである。
(4)

現行耐震設計の方法

ア

原発の耐震設計の流れ

原発の耐震設計は、下表のような流れでなされている。

（同地震ガイド 1 頁）

イ

原発の耐震設計の概略(ア) 耐震設計の過程
大きく分けると、①検討用地震の選定、②検討用地震の対象となる活断層の位置や長さ等の調査と評価、③基準地震動の策定、となる。
(イ) 基準地震動に基づく耐震安全性評価
原発の安全性を確保するためには、基準地震動に対して、構造物が破壊されないように設計される必要がある。そのためには、構造物を数値的なモデルで表して、それと地盤が接している部分に入力する地震動（入力地震動）を用意して、その地震動を受けた構造物がどのような挙動を示すか

49

をシミュレートする。
(ウ) 仮説の体系
このように基準地震動の策定からその影響評価の一連の過程は、始めから終わりまで仮説もしくは推測の体系でできあがっており、策定時に使用する作業仮説やモデル、或いは入力するパラメータを少し変えるだけで大きく結果が異なる。
強震動予測が仮説もしくは推測の体系となるのはやむを得ないことである。地震学は「三重苦の学問」といわれる。
その理由は以下の通りである。
①地震は地下深くで発生する複雑系の現象である。蓄積している応力の量、方向、地層の固さ、そのバラつき等々、地震の大きさを決定する諸要
素は目に見えずまた測定できない。発生前はもちろん発生後ですら正確に分析・把握できない。（東北地方太平洋沖地震についても、学術的にはいまだに諸説が対立している。）②次に十分なデータがあるかというと、全国に 20km ごとに地震計が設置され、地震観測ネットワークが成立したのは 1995 年の阪神淡路大震災以降であり、精々ここおよそ 30 年の極めて限られたデータしかない。
③また他の自然科学分野では可能な実験という手段もとれない。表面に現れた現象から、地震のメカニズムを推測するしかないのである。
従って強震動予測に関する学問が仮説もしくは推測の体系となるのはやむを得ないことなのである。地震学及び強震動学をさらに学問の体系として精度を高めていくことは社会的に意義のあることである。
債権者らは、その科学としての地震学及び強震動学を体系化し、精度良く発展させようとする学者・研究者の努力を高く評価している。
しかし、この仮説もしくは推測の体系である地震学、その一部である強震動学を、究極の安全性が要求される原子力発電所の耐震設計基準を決定するに際して、仮説や推測の一時的結論をそのまま用いてはならない、とも主張する。

50

この点が本事案のもっとも重要な争点である。
(5)

基準地震動の策定方法

ア

規制委の設定規制委の設定する基準地震動策定の方法はおよそ以下の通りである。
設置基準解釈は、次のように規定している。
「一

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」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
解釈別記 2 第 4 条第 5 項）
「二

「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、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、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*1 までの地震波の伝播特性を反映して策定すること。」（同解釈別記）「三「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の観測記録を収集し、これらを基に、各種の不確かさを考慮して敷地の地盤特性に応じた応答スペクトルを設定して策定すること。」（同解釈別記）＊1 解放基盤表面：同別記は解放基盤面について次のように定義している。「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な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。
「基盤」とは、おおむねせんだん波速度 *2Vs=700m/s 以上の硬質地盤であって、著しい風化をうけていないものとする。（同別記）＊2 せんだん波速度：震源からはＰ波、Ｓ波の 2 種類の地震波が放射される。これは、破壊の発生に伴って、媒質中に蓄えられていた歪みエネルギーが運動エネルギーに転化したものである。Ｐ、Ｓという記号は、それぞれ第１波、第２波を意味するラテン語に由来する。Ｐ波は、
縦波、粗密波の性質をもつ。これに対して、Ｓ波は横波、せんだん波である。従ってせんだん
波速度とは S 波の伝わる速度のことである。地表から地下深部に深くなっていくにしたがって周囲の岩石は圧密度が増し、より堅くなっていく。岩石の堅さと S 波の伝播速度には 相関性があり、堅い岩石ほど S 波速度が大きくなる。一般に構造物を設計するとき、地震動設定の基礎とする良好な地盤＝工学的地盤は、多くの場合 300～700m/s 程度以上の地盤のことを指す。

51

イ

規制委設定の特徴
規制委の基準地震動策定の設定は、「震源を特定して策定する地震動」

でもって策定することを求めているが、この方法では①応答スペクトルに基づく地震動評価と②断層モデルを用いた地震動評価の両方を求めている。さらに③震源を特定せず策定する地震動の 3 種類の方法で地震動を評価し、その中から最強・最大の地震動を抽出し、当該敷地の基準地震動を策定することになる。同解釈別記では「不確かさを考慮して」の文言が頻繁に出てくるがこれはやむを得ない。基準地震動策定の過程は強震動予測の手法を採用しているが、強震動予測は「予測技術のレベルは未だ研究段階にあり、普遍的に社会で活用できる域には達していない」からであり、「不確かさ」の点でいえば、規制委の設定する基準地震動策定の方法論そのものが「不確かさの体系」といえるからである。
ウ

要するに要するに、規制委員会の定めでは、当該原子炉敷地を襲う最大最強の地

震動、すなわち基準地震動を 3 つの方法で求め、その中の最大の地震動を
当該原子炉敷地の基準地震動とする。
3 つの地震動とは、①「震源を特定して策定する地震動で応答スペクトルに基づく地震動」、②「震源を特定して策定する地震動で断層モデルを用いた地震動」、③「震源を特定せず策定する地震動」である。いずれも不確かさを考慮して策定する、となっている。そしてその中で最大の地震動を選定して基準地震動としている。そしてこれをいきなり耐震設計の基準としている。
４

本件原子炉の基準地震動策定
本件原子炉の基準地震動策定の経緯については 2015 年（平成 27 年）8月付け原子力規制委員会文書「伊方発電所３号炉の設置変更に関する審査書の概要」（甲 25 号証。以下「審査書概要」という）が比較的簡潔にまとめているのでそれを引用する。
「内陸地殻内地震の敷地前面海域の断層群（中央構造線断層帯）による52

地震について、事業者は申請当初、地震調査委員会の知見よりも断層長さの短いケースで評価していたため、審査において、より長い連動ケースを検討するよう指摘し、中央構造線断層帯と別府－万年山断層帯が連動する断層長さ約 480 ㎞を基本モデルとした評価に変更。また、部分破壊も考慮し、断層長さ約 130 ㎞及び約 54 ㎞のケースについても評価。応答スペクトルに基づく評価により基準地震動 Ss-1、断層モ
デルを用いた手法による評価で Ss-1 を上回る 8 波を基準地震動
Ss-2-1～ Ss-2-8 に設定。
海洋プレート内地震としては 1649 年安芸・伊予の地震を考慮した想定スラブ内地震、プレート間地震としては南海トラフの巨大地震（M9.0）をもとにした評価の結果、基準地震動 Ss-1 を下回ることを確認。
震源を特定せず策定する地震動として、全サイト共通に適用する
Mw6.5 未 満 の 地 震 は 北 海 道 留 萌 支 庁 南 部 地 震 を 考 慮 し た 地 震 動（Ss-3-1）を、地域性を考慮して適用する Mw6.5 以上の地震は鳥取県西部地震の震源近傍での観測記録に基づく地震動（Ss-3-2）を設定。」（同甲 25 号証「審査書概要」10 頁）
ここで審査書概要がいっていることは以下の通りである。
震源断層モデルとして申請時に債務者が想定したモデルは短かったので、広域が連動するモデル（480km 連動）に変更させたこと、それぞれ応答スペクトルに基づく強震動予測（Ss-1）、断層モデルを用いる強震動予測（Ss-2-1 から Ss-2-8）を行った。
震源を特定せず策定する地震動については、北海道留萌支庁南部地震を参考に同地震が本件原子炉の極近傍で発生した時の地震動を強震動予測の手法で計算した（Ss-3-1）。またモーメントマグニチュード（Mw）6.5以上の地震については鳥取県西部地震を参考にして、本件原子炉の極近傍で発生した時の地震動を計算した（Ss-3-2）。
これらの結果、Ss-1 の水平動（Ss-1-H）の地震動 650 ガルが、一番値が大きいとして、本件原子炉の基準地震動が 650 ガルとされた。

53

（次頁に規制委が確認した「中央構造線断層帯の活動区間」と「想定断層群」の図を示す。）
ここにおいて、債務者は、本件原子炉を、650 ガルを超える地震動は襲来しないと予測する、と宣言し、また原子力規制委員会はこれを承認したことになる。
問題は、本件原子炉を襲う最大最強の地震動が本当に加速度 650 ガルに止まるのかどうかという点である。またこれは本件原子炉が安全なのかという信頼に直結する問題でもある。というのは、本件原子炉は、基準地震動による地震力によって、耐震重要施設の安全機能や重大事故等対処施設
等の必要な機能等が損なわれるおそれがないように設計されているはずであり、基準地震動を超える地震動が襲来すれば、本件原子炉の重要な機能は損なわれるはずだからである。
債務者は「基準地震動」を超える地震動が本件原子炉を襲ったとしても、耐震裕度があるから、重要な機能は損なわれないと主張するかも知れない。
もしそうなら、どの程度の耐震裕度があるのか、またそれはいかなる審査過程で確認されたのか、重要な機能が損なわれる地震動の加速度（ガル）
は数値でいえばどの位なのか、等々を疎明して欲しい。この疎明なくして、債務者は基準地震動を超える地震動に対して、本件原子炉の安全性が確認されたと主張することはできない。

54

規制委が確認した本件原子炉中央構造線断層帯活動区間域（概要 10 頁）

規制委が確認した本件原子炉中央構造線断層帯活動区間域（概要 10 頁）

55

５

本件原子炉基準地震動の脆弱性(1)

基準地震動と過去の地震データ、他の施設の耐震性との比較

ア

基準地震動に求められる水準
このように基準地震動は、地震大国の我が国において原発による破局的大事故を招来させないため、重大な意義をもつ。特に第 7「原発に求められる安全性」及び別途準備書面で指摘するような本件原子炉で、全炉心放射性物質環境放出という事態となれば、我が国ばかりでなく地球規模の災害となることは必定という状況を考えれば、基準地震動に相当な高水準が求められてしかるべきであろう。仮にこの要求を満たさないことがあるとすれば、それを正当化する極めて確度の高い根拠の提示が求められる。
国民においても、福島原発事故後、原発の破局的大事故がいったん起こ
れば国土が荒廃し、国民の生活の基盤、生命・健康・財産が失われる事態となることはもはや共通認識といってよかろう。
それ故、国民は、原発の耐震性については極めて高度な水準にあり、一般建築物に比してはるかに堅牢であろうと固く信じている。裁判所もまたそれを信じていると思われる。
規制委員会の「考え方について」も、「１．地震対策の規制の経緯」の中で、「海外から原子力発電技術を導入するに当たり、耐震性に関する検討が行われ、我が国独自の高度な耐震設計法が構築されてきた。原子力発
電所の耐震設計の基本方針として、･･･「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」（下線は引用者）という考え方が導入され」（甲 24 号証 226 頁）と述べるとおり、原発は一般建築基準法に基づく建造物よりはるに耐震性に優れている、という宣伝が国民に浸透し、国民もなんとなくそれを信じているのが実情である。
実際には、原発の耐震性が建築基準法で定める地震力に対して 3 倍であったことは一度もないし、それどころか、これから見るように原発の耐震性は、建築基準法で定める建築物のそれより劣っているばかりか、先進的なハウスメーカーのそれに比較するとみすぼらしいほど劣っているのが

56

実情である。
イ

仮説に基づく基準地震動策定と実際の地震動の比較
これまで見たように原発の基準地震動の策定は、震源モデルの設定からはじまって、震源地震域の長さ及びその面積、地震モーメントの計算から最終の地震動算出まですべて仮説もしくは推測の体系である。科学の発達には仮説は欠かせないが、仮説が事実によって裏付けられるまでは科学的真実とはみなされない。当たり前のことである。よって仮説が正しいかど
うかは生起してきた事実によってのみ検証される。仮説と事実が異なれば、それは事実が誤っているのではなく、仮説が誤っているのである。
次頁図「2000 年以降の主な地震とその地震動」は、2000 年以降、20 年足らずの間に日本で発生した主な地震とマグニチュード及びその地震動をドットした図である。
各地震の加速度(ガル)は K-NET の強震観測点のデータであり、もっと細かく観測網が張り巡らされていれば、これ以上の数値が出たかもしれない。
「K-NET」は、国立研究開発法人・防災科学技術研究所（以下「防災科研」と表記）が運用する全国強震観測網のことである。1995 年の阪神淡路大震災（兵庫県南部地震）は、日本の地震学界に大きな衝撃を与えた。地震列島日本でありながら、地震とその発生メカニズムの解明についてあまりにも非科学的なアプローチをしてきたことが余すところなく露呈したからである。データと証拠に基づく地震学構築の必要性が関係者に痛感された。
このため防災科研は、実際の地震動を科学的・客観的に把握する目的で全国の強震観測網整備に着手したのである。
K-NET（Kyoshin Net：全国強震観測網）はその一環である。運用開始は1996 年だが、現在は全国を約 20km 間隔で均質に覆う 1,000 箇所以上の強震観測施設からなる強震観測網となっている。地震被害に直接結びつく地
表の強震動を均質な観測条件で記録するために、各観測施設は、一部の例
外を除き統一した規格で建設され、自由地盤上（地表）に強震計が設置さ57れている。また、各観測施設では得られた強震記録の特性を詳しく理解するために土質調査も行っている。（甲 26 号証）＊図中の M はモーメントマグニチュードである。一般的に用いられているマグニチュードは気象庁マグニチュード（Mj）であるが Mj は 8 以上になると過小測定されるため飽和する。ここで使用する M はモーメントマグニチュード（Mw）である。表示データは気象庁震度データ
ベースや K-NET などを検索したもの。比較的よく知られた地震であり、これですべてというわけではない。

58

図「2000 年以降の主な地震とその地震動」のデータが 2000 年以降に限られているのは、K-NET 網は 1995 年の阪神淡路大震災（兵庫県南部地震）を契機に運用開始されたものの、本格的に整備されたのは 2000 年以降だからである。
しかし、K-NET 整備の意義は限りなく大きい。日本における地震の実情がはじめてデータで把握できるようになったからである。仮説や推測に対して、はじめて「事実」をもって対置・検証できるようになったのである。
もし、こうしたデータがなければ、原発の耐震設計のもとになる基準地震
動の脆弱性も明確に判明しなかった。
図中本件原子炉敷地基準地震動がわずかに 650 ガルであることにご注目いただきたい。これでも債務者は本件原子炉敷地を襲うと予測される最大最強の地震動は 650 ガルだと主張するのである。
仮説に基づく強震動予測の結果は、その予測がいかに一見精緻・科学的に見えようとも、事実によって完全に裏切られている。
ウ「基準地震動」と現実の地震動との比較
債務者は、K-NET のデータは地表面の揺れを表示しているのであり、基準地震動は解放基盤表面の揺れを指している、よって基準地震動と地表面の揺れを直接比較するのは誤りである、と主張するかもしれない。
「解放基盤表面」とは仮想の自由表面であり、現実には存在しない。従
って値は解析で求められている。
確かに過去の実例から、当該敷地原発の基準地震動と地表面の地震動との間に大きな差があり、それが規則的に発生するものならば、原発の基準
地震動は低すぎるとの批判は不当といえるのかもしれない。
(2)

本件 5 事例

そこで検討するに、2005 年から 2011 年のわずか 7 年の間に、実際の地
震による地震動が、当該原発の基準地震動を上回った事例が５事例ある（以下｢本件５事例｣という。）。
その解放基盤表面における基準地震動と、地表におかれた地震計の示し

59

た加速度（ガル表示）は以下のとおりである。
➀2005 年 8 月 16 日の宮城県沖地震は、女川原子力発電所を襲い、当時の基準地震動 375 ガルを超える地震動が観測され（甲 27 号証）、
➁2007 年 3 月 25 日の能登半島地震は志賀原発を襲い、当時の基準地震
動 490 ガルを超える地震動が観測され（甲 28 号証）、
➂2007 年 7 月 16 日の新潟県中越沖地震は柏崎刈羽原発を襲い、当時の基準地震動 450 ガルを超える地震動が観測され（甲 29 号証）、
➃2011 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震は、女川原子力発電所を襲い、当時の基準地震動 580 ガルを超える地震動が観測され（甲 30 号証）、
➄2011 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震は、福島第一原発を襲い、当時の基準地震動 600 ガルを超える地震動が観測された（甲 31 号証）。
本件 5 事例におけるそれぞれの地表面における揺れは、➀女川原発がある女川町に隣接する石巻市における地震計では 560 ガル（震度 5 弱）が観測され、➁志賀原発が所在する志賀町の地震計における加速度は 543 ガル（震度6 弱）であり、➂柏崎刈羽原発は柏崎市と刈羽村にまたがって存在しているところ、柏崎市における３点の地震計は 793 ガル（震度 6 強）、1018 ガル（震度 6 強）、758 ガル（震度 6 弱）が観測され、刈羽村における地震計
は 496 ガル（震度 6 弱）が観測され、➃女川町に隣接する石巻市における３点の地震計は 633 ガル（震度 6 弱）、
675 ガル（震度 5 強）、933 ガル（震度 6 強）が観測され、➄福島第一原発は大熊町と双葉町にまたがって存在しているが、大熊町の地震計は 922 ガル（震度 6 強）、双葉町の地震計は 504 ガル（震度6 強）であった（いずれも気象庁地震データベース、各種データ・資料中の強震観測データによる。）。
これらのうち、「はぎ取り解析」と呼ばれる解放基盤表面における地震60

動の解析結果が出されているのは、原告らの知りうる限りでは、➂の中越沖地震における柏崎刈羽原発と➄の東北地方太平洋沖地震における福島第一原発だけであった。
➂の地震において、はぎ取り解析による解放基盤表面における推定値は1699 ガルに達したとされている。当時同原発の S-2（設計用限界地震動）
はわずかに 450 ガルに過ぎない。実際の地震動は優にその 3 倍以上である。
地表面の揺れは、柏崎市で 1018 ガルを記録したが、解放基盤表面での地震動を下回っている。柏崎市の他の 2 箇所の観測点での値は 793 ガル、758
ガルでこれらは解放基盤面での地震動をはるかに下回っている。刈羽村に至っては 495 ガルでしかない。
これに基づき、解放基盤表面における基準地震動、実際の揺れ（解析値）、
地表面における揺れ（観測値）を図示したのが次図である。

61

➄の東北地方太平洋沖地震による福島第一原発における地震動の分析
は国会事故調によってなされており（甲 5 号証 211 頁）、同原発敷地南部（１～４号機側）の小名浜港工事基準面マイナス 200 メートル（同原発の解放基盤表面はマイナス 196 メートル）における東西方向の観測波形をもとに、はぎ取り解析を行った結果､はぎ取り波（解放基盤表面における推定値）の最大加速度は 675 ガルに達したとされている。
これに基づき、解放基盤表面における基準地震動、実際の揺れ（解析値）、
地表面における揺れ（観測値）を図示したのが次図である。

本件５事例のうち上記２事例ははぎ取り解析による解放基盤表面における解析値によるが、はぎ取り解析がなされていない他の３例については
解放基盤表面の地震動は基準地震動を超えていないものとして、解放基盤
表面における実際の地震動と付近の観測地点における地震動との関係を62

表示すると以下のとおりである。

この表から明らかなように、解放基盤表面の加速度値が周辺の観測地点の地表面での観測値を大きく下回ったことは一度もなく、逆に、柏崎刈羽
原発では大きく上回っている。
そうすると、「2000 年以後の主な地震とその地震動」の表のように解放
基盤表面におけるガル数と地表面における地震記録のガル数を比較する
ことによって原発等の基準地震動の低さを十分に示すことができるといえる。
この 20 年余の観測資料の中において格別強い地震動でもない 500 ガル
ないし 1000 ガル程度の地震動によって、いともたやすく解放基盤表面における基準地震動を超えてしまうのが現実である。
著名な地震学者である島村英紀教授も、解放基盤表面におけるガル数と地表面における地震記録のガル数を単純に比較しながら、原発の基準地震動の低さを指摘し、また阪神淡路大震災以後整備された地震観測網による観測結果の持つ意味について説いている（「人はなぜ御用学者になるのか－地震と原発－」花伝社、82～85 頁）。その一部を以下に引用する。
「大きな問題として分かってきたことがある。最近の地震観測では、こ63

れらの原発設計時の基準加速度をはるかに超える実測値が日本各地で記録されていることだ。
例えば宮城県北部地震（２００３年）では２０３７ガル、新潟県中越地震（２００４年）では震度７であった新潟県川口町で２５１５ガルを記録したほか、新潟県中越沖地震（２００７年）でも震度６強を記録した新潟県柏崎市西山町で１０１９ガルにも達していたことがわかったのだ。･･･（中略）･･･こうして、現在では重力加速度（９８０ガル）よりも強い揺れが来ることは常識になった。地震学でも、以前は全く考えられていなかった大きさである。
これらは日本中で昔よりも地震計の数がずっと増えて、それまでは記録されたことがなかった震源の近くや、地盤がとくに弱くて地震動が増幅されてしまうところでもデータが取れるようになったためだ。
つまり、今まではこのくらい揺れていても、地震計が置いてなかったので知られていなかっただけなのである。地震計が増えたのは、阪神淡路大震災以後である。
つまり、原発を造るときの基準である「設計用最強地震動」や「設計用限界地震動」、つまり中部電力のホームページにあった「将来起
こりうる最強の地震」や「およそ現実的でない地震」は、「将来」ではなく、すでに起きてしまっているのである。
しかも、地震は今度、日本のどの原発を襲うのか分かっていない。
原発を造るときの耐震基準として想定してあった加速度をはるかに超える地震が起きることが分かったというのは恐ろしいことだ。これからは日本のどこを襲うか分からない地震で、今まで起きないと思っていた大事故が起きるかもしれないからである。」
現在の策定方法で基準地震動を設定し、それをいきなり耐震設計の基準とすることの誤りは明らかであるというべきである。

64

(3)

一般建築物との比較

ア

現行建築基準法の耐震基準
1981 年改正建築基準法に基づく一般建築物は、震度 6 から 7 までの地震動に耐えられるとされている。具体的には震度 5 強までの中規模地震に対しては「部材の各部が損傷を受けない」こと、震度 6 強から 7 までの大規模地震に対しては損壊・崩壊しないこと、とされている。（甲 32 号証「建築基準法の耐震基準の概要」）
原発の耐震性が、建築基準法に基づく一般の鉄筋コンクリート建造物の耐震性に劣ることがあってはならないはずであるし、もし劣るようなら誰しも納得する格別の理由がなければならない。実際には原発の耐震基準は建築基準法に基づく一般建造物のそれより劣るのである。
イ

河角の式
気象庁の震度は、あくまで体感を表したものであり、一応の目安にはなるものの厳密に科学的・客観的概念とは言い難い。揺れを科学的・客観的に表示する概念が加速度であり、ガル表示である。そこで震度を加速度に対応させて表示する必要が出てきた。「地震は予知できる」と信ぜられていた時代、東大教授の河角廣という地震学者
は、「河角の式」（1941 年）と呼ばれる対応表（右表）を作成している。日
本語 Wikipedia「気象庁震度階級」の注によれば、この表は国立天文台編『理科年表 平成 3 年版』（1991 年）からの引用だそうである（数字の単位はガル）（甲 33 号証「計測震度と加速度・速度」の項及び注 33 の記述。）

65

日本の原発の基準地震動が、実際に発生する地震動に比較して異様に低いのは、その耐震設計において震度段階を加速度で評価するに際して「河角の式」などを下敷にしているためだと考えられる。
国会事故調報告は、「地震活動性に関する見解と耐震設計の基本方針は、
昭和 41（1966）年 11 月 17 日に原子力委員会委員長から内閣総理大臣に提出された答申の中でそのまま踏襲・承認された。しかしながら、当時としてはやむを得ない面があったとはいえ、これらの想定は著しく甘いもので、当初の耐震設計は明らかに不十分だった。そうなってしまった理由として
は、地震対策の根拠とした東京天文台編（債権者注記：前記国立天文台の前身である）『理科年表昭和 41 年度』（地震編）（昭和 41＜1966＞年）、
河角広「我が国における地震危険度の分布」東京大学地震研究所彙報 29
巻･･･（中略）などが古めかしい研究結果だったこと･･･（中略）が挙げられる。」（甲 5 号証 64 頁）と述べている。
この河角の式によれば、気象庁の震度段階（＝当時）震度 6 の最大地震
動は 250 ガルから 400 ガル程度であり、震度 7 は 400 ガル以上ということになる。これはたとえば福島第一原発（1971 年 3 月運転開始）の建設当時の基準地震動 270 ガル、や九州電力玄海原発（1975 年 10 月運転開始）の建設当時の基準地震動 270 ガルとよく対応する。つまりは、原子力事業者
は震度 6（当時）程度の最大加速度を想定していたことになる。なお本件原子炉は 1986 年の着工当時、基準地震動 S-1 を 221 ガルとし、S-2 を 473
ガルとしていた。河角の式に当て嵌めれば、震度 7 の地震に耐えられるよ
うに設計されていたことになる。
ウ

現在の震度、最大加速度概略対応表
河角の式で導かれる最大加速度は誰が考えても過小評価である。震度と現実の最大地震動が全く整合しない。現在は国土交通省・国土技術政策総合研究所によって対応表（次頁図）が作成され、参照されている。（甲 20
号証 121 頁及び 124 頁の注 6）66

これは表題の通り、概略表に過ぎないとはいえ、気象庁のデータベースによれば、この表が震度と最大加速度の対応の実態をおおむね反映
していることが確認できるから、
本対応表を目安として用いることができる。
実際 2016 年の「震度 7 熊本地震」で観測された最大地震動は 1740 ガルだったし、2018 年の「震度 7 北海道胆振東部地震」では 1796 ガルだった。
同じく 2018 年の「震度 6 弱大阪北部地震」では 806 ガル､19 年に発生した
山形県で初の「震度 6 強を観測した山形県沖地震」では 1191 ガルが観測
最大地震動だった。
これに対して「河角の式」は全く整合しない。
建築基準法に基づく一般鉄筋コンクリート建造物では、少なくとも震度
7 までの揺れに対して耐えることができる。上表によれば、1500 ガル程度
までの揺れに対して耐えることができる。これを本件原子炉敷地の基準地
震動 650 ガルと比較して欲しい。一般鉄筋コンクリート建造物に対して本
件原子炉の耐震性が不足していることは明らかだろう。
エ

四国電力と高知県の勉強会
高知県は、「ひとたび伊方発電所で事故が起これば、事故の影響を直接的・間接的に受ける恐れがあることから、原発については想定外をも想定した最大限の安全対策が必要であると考えています。」とし（甲 34 号証

67

「伊方発電所の安全対策等に関する県と四国電力（株）との勉強会」）、
四国電力と定期的に伊方原発に関する勉強会を開いている。
その勉強会での資料（甲35号証「地震対策に関する回答要旨」）の中で、債務者は高知県職員に対して、「“南海トラフの巨大地震”については、
震源から発電所までの距離が遠いことから影響が小さく、伊方発電所の岩盤上での揺れの大きさは181 ガルと想定しています。」（同「回答要旨」
1枚目）と回答している。同巨大地震は、後でも触れるが、伊方町のみならず愛媛県のほぼ全域が想定震源域にすっぽり入るとされている。その際、伊方原発の岩盤を襲う最大地震動が181ガルであるとするのは全く不合理であり、本件原子炉の耐震安全性について不当な楽観論を行政関係者に振りまくものといわざるを得ない。
さらに同回答の中で、「伊方発電所の基礎岩盤で650 ガルの最大加速度を観測するような地震の場合、一般の地盤ではその2～3倍の揺れとなることから震度7が観測されることが予想されます。」と述べている。（同「回答要旨」1枚目）
同発電所の基礎岩盤で650ガルの地震動の時、地表面での揺れが2～3倍となり、基礎岩盤の揺れと周辺地表面との揺れとの間に規則性があるかのような表現は、これまでの事例（「本件5事例」など）と必ずしも整合しない。本件原子炉の耐震安全性に関する一般公衆の認識に誤解を生じさせるというべきである。
また、650ガルの2～3倍というと、1300ガルから1950ガルとなるが、これが震度7における最大地震動ということになると「国土技術政策総合研究所」の概略対応表や2000年以降実際に観測されたデータと必ずしも整合しない。
また「これらＳクラスの安全上重要な施設・設備は、「基準地震動」による地震力への耐震性とは別に、建築基準法（第 20 条）で規定される地震力※１の３倍程度の力に対してもほとんど壊れないで耐えられる※２
よう設計し、建設しています。」（同「回答要旨」4 枚目）と高知県職員

68

に説明している。
本件原子炉の安全上重要な施設・設備の耐震性が、建築基準法で定める一般建築物の耐震性 3 倍程度であるとするなら

震度 7 強で少なくとも地表面での揺れはおよそ 4500 ガルとなる（1500 ガル×3 倍）。本件原子炉の S クラス施設・設備が 4500 ガルの地震動に耐えられることになるが、この主張は不合理であり、不当である、
オ

熊本地震の事例
建築基準法に基づく一般鉄筋コンクリート建造物が震度 7 の地震動によく耐えることは 2016 年の熊本地震（Mw7.3、最大加速度 1740 ガル、震度 7）でも示された。
国土技術政策総合研究所（以下「国総研」という。）と国立研究開発法
人建築研究所（以下「建研」という。）が合同で行った現地家屋調査によれば、熊本市、宇土市、宇城市、八代市、人吉市、益城町、菊陽町、大津町、御船町、氷川町、嘉島町、西原村、南阿蘇村のコンクリート建造物で、一部ピロティ、渡り廊下など特殊な構造をもった建造物の大破はあったものの、1981 年建築基準法以降に設計された建物の倒壊・崩壊等はいっさいなかった。これに対して倒壊・崩壊したコンクリート建造物はすべて 81
年建築基準法以前に設計されたものだった。（甲 36 号証 60 頁「まとめ」）
カ

本件原子炉の耐震脆弱性
本件原子炉敷地基準地震動 650 ガルは国総研の対応表に当て嵌めれば震度 6 弱の地震に耐えられるかどうかという程度である。震度 6 強の地震に襲われれば、大破乃至は倒壊・崩壊の危険性がある。震度 7 の地震では、
熊本地震の事例からすると倒壊・崩壊するというべきであろう。本件原子炉が地震に対してあまりにも脆弱であることは明らかである。
キ

ハウスメーカーの耐震性
ハウスメーカーの住宅の耐震性はさらに先進的である。一つには阪神・淡路大震災以降、耐震性の高い住宅に人々の需要が集まっているという事
情がある。

69

ハウスメーカーのうち、住友林業の住宅は 3406 ガルまでの地震動に耐えることが確認されている。
次々頁「2000 年以降の主な地震とハウスメーカーの耐震性」でみれば、国内最大の地震動を記録した 2008 年の岩手・宮城内陸地震を除くすべての地震の地震動に耐えられることになる。
熊本地震では、震度 7 が 2 回、震度 6 強が 2 回、震度 4～6 が 141 回であったところ、住友林業はその住宅の加振実験を、震度 7 で 22 回、震度 4～6 弱で 224 回、計 246 回繰り返し、熊本地震のような、強い揺れが複数回連続して発生するような地震にも構造躯体の耐震性が維持され続けることを確認した。
一方で原発の耐震設計基準では、基準地震動に対して弾性範囲内で止まることまでは求めておらず、変形乃至ひずみが残ることが許容されている（「基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド」Ⅱ「耐震設計方針」
2.2.1「基本方針の概要」）。
変形やひずみが生ずれば、熊本地震のように連続して同じ規模の地震動に対して設計時の耐震性は保証されない。すなわち規制基準は耐震性に関して 1 回切りの地震動を想定し、連続して同じ規模の地震が襲来することを想定していないのである。この点においても住友林業の耐震思想は規制
委のそれより、実態に即し、優れているといえる。
実際、債務者と高知県職員との勉強会でも、債務者は、「県

６５０ガルの揺れが繰り返してきた時には耐えられるのか。

四電（奥田ＧＬ）

同じ地震が繰り返すことはまず考えられないが、伊方発電所はほぼ弾性範囲なので、おそらく機能を喪失する事態にはならない。まず大丈夫。
四電（杉原ＧＬ）

基準地震動の繰り返しは想定しておらず、そうい

う評価はしていない。」と説明しており（甲 37 号証

高知民報 ONLINE「伊方原発３号機複数回の揺れ想定せず「評価していない」高知県・四電勉強会」）、実際に発生し70た熊本地震を踏まえれば、原子力事業者の耐震思想は、ハウスメーカーのそれよりはるかに劣る、というべきだろう。原発の耐震設計が住宅メーカ
ーの耐震設計よりはるかに劣るなどということは、本来あってはならないことである。
同じくハウスメーカーの三井ホームは、国立研究開発法人土木研究所で実大振動実験を実施し、加振最大加速度 4176 ガル、震度 7 連続加振回数
29 回にその住宅が耐えられることを確認した。さらに、高強度耐力壁「Ｇウォール」を採用した住宅では、加振最大速度 5115 ガル、震度 7 連続加
振回数 60 回に耐えられることを確認している。
（甲 38 号証「三井ホーム」
広告）
次頁表「2000 年以降の主な地震とハウスメーカーの耐震性」の表で確認できるが、三井ホームのＧウォール採用住宅は、国内既往最大の地震動
4022 ガル（2008 年岩手・宮城内陸地震で記録）にも耐えられることになる。
本件原子炉の基準地震動 650 ガルは、これら住宅メーカーの耐震性に対して、みすぼらしいほど劣っている。
原発の耐震性が、先進的ハウスメーカーが製造する住宅のそれに較べてみすぼらしいほど劣っているなどと多くの一般国民は思ってもいない。永年の原子力業界の宣伝が行き渡っているからだ。しかし実際は全く逆なの
である。
(4)

原発施設の特殊性

ア

必要な「止める」「冷やす」「閉じ込める」機能の完璧性
原発の耐震性が一般建築物と比較して脆弱ではないのか、という問題が提起されると、原子力事業者は、「格納容器等には充分な耐震性がある。
一般建築物とは単純に比較できない。」と反論するかも知れない。当たり前である。地震の揺れで格納容器が崩壊するとは誰も思わない。そうではなく、原発には「止める」「冷やす」「閉じ込める」という 3 つの機能の完璧性が求められるからこそ原発施設の耐震性を問題とするのである。

71

72

原子炉格納容器や原子炉容器が形を保っても、内部の配線、配管、計器、開閉器等が地震動によって壊れれば、重大事故になるのである。一般住宅
やコンクリート建築物は、屋根、外壁、内壁等が形を保てば、被害は少な
くても済む。しかし原発はそうではない。原発の耐震性に高度な水準が要求され原発の耐震性に高度な水準が要求される所以である。
仮に「止める」ことに成功していても、地震によって配管が破壊された
り、電気・電子系統が正常に機能しなければ「冷やす」ことに失敗し、福島原発事故のように、続いて「閉じ込める」ことにも失敗して破局的大事
故に至るおそれは充分にある。だから原発の耐震性を問題とするのである。
一般建築物では、仮に崩壊、倒壊したとしても被害は局所的に止まるが、原発事故はそうではなく、被害は広範に及び、場合によれば一国が消滅する危険性を孕んでいることは既に指摘している。
原発耐震設計の基準となる基準地震動が、81 年改正建築基準法に基づく
一般建築物や一部先進的なハウスメーカーのそれより低いなどということはおよそあってはならないことである。
イ「考え方について」の不当性規制委の「考え方について」は、次のように述べている。
「すなわち耐震設計の段階においても、保守的で余裕をもつことを求めている。そのため、基準地震動を超えるような地震が発生した場合であっても、即座に耐震重要施設の安全機能が喪失するということはない。」（同甲 24 号証 281 頁）
規制委の「考え方について」によれば、基準地震動は当該原発敷地を襲う最強・最大の地震動である。本件原子炉でいえば 650 ガルであり、それ以上の地震動は襲わないとされる。が、仮に 650 ガルを超える地震動が襲っても、耐震裕度があるので本件原子炉重要施設の安全機能が損なわれることはない、ということになる。
しかし「考え方について」は単に、基準地震動に対して安全機能が喪失することはない、というのみでどの程度の地震動で安全機能が喪失するの

73

か、定量的に明示していないし、当然審査も行っていない。
本件原子炉基準地震動 650 ガルが地震列島日本において限界的な地震動
ならともかく、1000 ガル以上の地震動は、“常時”という表現が大げさでないほど頻繁に発生している。4000 ガル以上の地震動すら発生しているのである。650 ガルに対してその 2 倍でも 3 倍でも「安全機能が喪失する」
ことはないのか、それとも喪失するのか。耐震裕度を無限の“余裕”のごとく描き出す「考え方について」の記述は全く説得力がない。不当である。
ウ

柏崎刈羽原発基準地震動の事例
東電柏崎刈羽原発は、新潟県中越沖地震によって解放基盤表面で 1699

ガルの地震動に襲われた。実に当時の設計用限界地震動のおよそ 3.78 倍である。このため後に 1～4 号機の基準地震動は 2300 ガルに引き上られている。しかも同地震は我が国最大の地震でもなければ、最大の地表面地震動を記録したものでもない。
実際の解放基盤面での地震動が仮説に基づく地震動のおよそ 3.78 倍となった理由について、東電及び原子力業界は、「深部地盤での不整形性が発生し」「古い褶曲構造が存在したため地震波が増幅された」と説明している。全く受け入れられない説明である。もともと原発は強固な地盤（解放基盤）の上に建てられ、このような事態が起こらないような立地条件ではなかったのか？仮にこの説明が正しいとして、なぜ東電、規制当局、原子力業界は事前のこのことをみつけられなかったのか？他の原発にはこのような見落としはないのか？等々、納得よりもさまざまな疑問を喚起す
る説明である。地震学・強震動予測学の未熟さを余すところなく示している。
しかしこの疑問の提起する問題は、問題全体の本質ですらない。問題の本質は、耐震設計の基準である基準地震動が、実際に解放基盤表面を襲った地震動の約 4 分の 1 に過ぎなかったという事実そのものにある。原発の基準地震動の決め方が非科学的であることを充分に指し示す事実であり、原発の耐震信頼性を根本から疑わせる事実である。

74

当時 S-2 の設計用限界地震動といえば、実際には起こりえないような限界的な地震と定義されていた。実際にそのおよそ約 3.8 倍の地震動が発生したのだから、基準地震動の設定の手法、あるいは基準地震動という概念そのものを疑ってかかるのが科学的思考というものである。
そして原発の耐震設計基準策定を、その土台となる思想から見直し、抜本的な改革を行うべきであった。
しかし、実際に規制当局が行ったことは、これまで見たように旧指針 S-1
及び S-2 を新指針の Ss に統合し（本申立書「第 6-2 原発の耐震基準の変遷ｰ(4)耐震バックチェック」）、その新指針をほぼ踏襲した形で現在の規制基準を策定（本申立書同(5)新規制基準の問題点）するに止まり、原発の耐震性評価及びその基準策定の方法論に抜本的な改革を怠り、古色蒼然とした基準に基づいて審査した上、本件原子炉を規制基準に適合しているとしたのである。
これはまさに国会事故調報告が「日本の原子力行政では事故が起こった場合は当該事故に対応するという対症療法的、パッチワーク的改訂しかされておらず、そのために常に想定外のリスクにさらされてきた」（甲 5 号
証 587 頁）と批判する事象そのものであり、福島原発事故の教訓が全く活かされていないというべきである。
これ一点とってみても本件原子炉はその運転を差し止められるべきである。
エ

原発に格段に高い安全性が要求されるという法理
原発に格段に高い安全性が要求されるという法理は名古屋高裁金沢支部 2018 年 7 月 4 日判決(102 頁）をはじめ、多くの裁判所において肯定されているところであり、この法理からすると基準地震動は、過去の我が国における地震動や他の施設の耐震性に照らして少なくとも相当高水準であることが求められるはずである。
しかるに本件原子炉の基準地震動 650 ガルを超える地震動は数多く生じている。また 650 ガルという数字は 81 年建築基準法に基づく一般コンク

75

リート建築物やハウスメーカーの耐震性に比較して著しく劣っている。
本件原子炉に格段に高い耐震安全性が求められているのに、その耐震性が過去の地震に比較しても、ハウスメーカーや一般コンクリート建造物に比較しても劣っているかまたは著しく劣っていることは、本件原子炉の耐震性が低水準であることを意味している。低水準であることが、本件原子炉に安全性が欠けることを意味しないというのなら、本件原子炉の基準地
震動が極めて低水準であることを正当化する極めて確度の高い根拠を債務者において示すべきである。基準地震動に係る規制基準の合理性について債務者が事実上立証責任を負うという法理は、広く裁判所において認められているところだからである。
もしそれができないなら、債務者において、我が国に数多く襲来している 650 ガルを超える地震動は、本件原子炉敷地に襲来しないことを、全く疑いの余地のないほど強く立証しなければならない。
もし債務者においてそれもできないなら、本件原子炉の具体的危険性を認め、ただちに本件原子炉の運転を停止すべきである。
オ

愛媛県地域防災計画
愛媛県は、令和元年度修正「愛媛県地域防災計画（地震災害対策編）」（甲 39 号証）を公表している。
中で特に中央構造線断層帯に触れ、「中央構造線断層帯は連続的に分布しており、地表における断層の形状のみから将来同時に活動する区間を評価するのは困難である。また、各区間が個別に活動する可能性や、複数の区間が同時に活動する可能性、さらにはこれら 3 つの区間とは異なる範囲が活動する可能性も否定できない。」（同 10 頁）と述べ、と特に警戒を県民に促している。（次頁図参照）
また愛媛県のほとんどの地域が南海トラフ巨大地震の想定震源域に覆われているため、南海トラフ巨大地震に対しても警戒感を露わにし、「室津港（高知県）の隆起量をもとに次の地震までの発生間隔を求めると、88.2年となる。現時点（2017 年１月１日）では昭和東南海・南海地震の発生

76

から既に 70 年以上が経過しており、次の大地震発生の切迫性が高まっていると言える。」（同 12 頁）と述べている。

そしてこれら中央構造線断層帯や南海トラフ巨大地震の発生を想定した地震の規模を設定している。（同 14 頁）
その最大震度想定が次頁図である。（同 15 頁。赤線は引用者）
愛媛県の想定では「石鎚山脈北縁西部－伊予灘の地震」では本件原子炉の立地する伊方町の震度は 7 である。また南海トラフ巨大地震でも伊方町の震度は 7 である。震度 7 といえば国総研の「概略対応表」に従えば加速度
1500 ガル以上の揺れとなる。
「安芸灘～伊予灘～豊後水道のプレート内地震」では 2 つの想定が示され77ており、震度 6 弱と震度 6 強である。

国総研概略対応表に従えば、震度 6 弱で 520 ガルから 830 ガル程度であるから本件原子炉は何とか持ちこたえるかも知れない。しかし震度 6 強で78

は 830 ガルから 1500 ガル程度であるから、本件原子炉はひとたまりもない。
原発には格別の高い安全性が求められる法理に従えば、また法理を持ち出すまでもなく、常識的な社会通念に従っても、本件原子炉敷地の基準地
震動はあまりに脆弱に過ぎ、その運転は危険であり、直ちに停止されるべきである。
また愛媛県知事をはじめとする愛媛県当局は、伊方町が震度 7 の地震に襲われる可能性が大きいことを知りつつ、債務者との安全協定に基づき、
伊方 3 号炉の再稼働を承認している。全く理解し難い。
カ

愛媛県地震被害想定調査
愛媛県は 2013 年 3 月に「愛媛県地震被害想定調査」の第一次調査結果を報告している（甲 40 号証。以下「第一次報告」と表記）。その「第 2編 地震動・液状化・土砂災害」では、被害をもたらす地震を想定している。
想定した地震は下図の通りである。（同「第一次報告」38 頁）

これは前出「愛媛県地域防災計画」で想定している地震と完全に一致し
ている。

79

これらの地震が発生したとき、地表面での最大の揺れ(地表面最大地震動)を、強震動予測の手法を用いて、自治体別に予測した表が下図である。
（同甲号証 128 頁。赤線は引用者。）

この表によれば、①南海トラフ巨大地震で伊方町を襲う最大の地震動は1531.7 ガル、⑤石鎚山脈北縁西部-伊予灘（中央構造線断層帯）の地震で襲う地震動は 1339.6 ガルでありいずれも本件原子炉の基準地震動をはるかに上回っている。
これで原子力安全協定に基づき、本件原子炉の再稼働を承認した愛媛県及び伊方町の判断は全く理解し難いが、その理由は伊方町を、本件原子炉
基準地震動をはるかに上回る地震動が襲っても本件原子炉に損傷のおそれはない、とする信念・信仰がある、という他はない。

80

実際債務者は世間に向かってそのように説明しているのである。債務者
は「重要な建物は、強固な岩盤上に直接設置されているため、地震の揺れは軟らかい地盤上の建物に比べて 1/2～1/3 程度となります。」（甲 41 号
証「伊方発電所の安全対策について」3 頁）
ここで債務者が岩盤の揺れは地表面の揺れに対して 1/2～1/3 程度としているのも仮説に基づく計算値の結果であってなんら事実に基づくものではない。事実は「本件 5 事例」のところで見たように、解放基盤面や原
子炉建屋基礎版面での地震動と、周辺自治体地表面での地震動の関係に一定の法則が見いだせるものではなかった。逆に解放基盤面や建屋基礎版面
での揺れの方が、周辺自治体地表面での揺れをはるかに上回るケースすらあったのである。
事実に目をつぶり、自分に都合のいい仮説だけを主張する債務者のやりかたは世間を欺く詐術としかいいようがない。少なくとも科学的な説明手法とはいえない。
また仮に債務者の仮説を認めるにしても、伊方町の地表面での揺れ
1531.7 ガルの 1/2 は約 766 ガルとなり、基準地震動 650 ガルを上回っている。これ一点をとってみても本件原子炉の基準地震動があまりに過小であることは明らかである。
さらに言えば、愛媛県の最大地震動予測そのものが過小である可能性がある。愛媛県は南海トラフ巨大地震による想定震度を伊方町で「7」とした。前出国総研の概略対応表では震度「７」での最大地震動は「1500 ガル
以上」であるから、愛媛県の予測は、一見整合しているかのように見える。
しかし過去の事例では、「震度７」での最大地震動が 1500 ガル台であったことはないのである。一例を挙げれば以下の通りである。
・2003 年宮城県沖地震

震度 6 強・2004 年留萌支庁南部地震
・2004 年新潟県中越地震

1571 ガル

震度 5 強震度７・2008 年岩手・宮城内陸地震

1176 ガル

2515 ガル

震度 6 強4022 ガル81

（既往最大の地震動）
・2011 年東北太平洋沖地震

震度７2933 ガル・2013 年栃木県北部地震

震度 6 強1300 ガル・2016 年鳥取県中部地震

震度 6 弱1494 ガル・2018 年北海道胆振東部地震

震度７1796 ガル

計測地震動は前出の K-NET の地震計による観測記録であり、もっと密度高く地震計が設置されれば、さらに大きな加速度が観測されるかもしれない。
基準地震動とは強震動予測の結果、すなわち仮説もしくは推測の結論である。強震動予測は一見いかに精緻に見えようとも仮説もしくは推測の体系である。投入するパラメータや採用する手法（レシピ）を少し変えただ
けで結果は大きく変わる。
学術研究に、仮説と推測は欠かせないが、学術研究の結果をいきなり実際の原発の耐震設計基準とすることの危険性は計り知れない。
６

本件原子炉耐震設計に求められる科学性「科学とはなにか」については様々な議論があり、今なおすべての科学者が一致して同意する科学論はない。しかし「科学は生起した事実を基礎とする」とする点ではすべての科学者は一致している。たとえば湯川秀樹
が「中間子論」を発表したのは 1941 年だが、この時はまだ科学的事実とみなされず有力仮説に止まった。1947 年イギリスの物理学者セシル・パウ
エルが宇宙線の中からパイ中間子を発見し、「中間子論」の仮説が科学的事実として裏付けられ、日本人としてはじめてノーベル賞が贈られた。この時、ノーベル賞はパイ中間子を発見したパウエルにではなく、仮説を提唱した湯川に贈られた。湯川の仮説がなければパウエルの発見はなかったからである。このように科学の発展には仮説が不可欠である。しかし仮説はあくまで仮説に止まり、その正しさが実際によって裏付けられるまでは
科学的事実とはみなされない。またすべての仮説が科学的事実でもない。
規制委員会が原発の耐震設計を設定するにあたり「最新の科学的知見」

82

という時、決して「最新の仮説」を指しているのではあるまい。科学としてはまだ未熟で、また科学的事実を確認し難い地震学において、数少ないながら確認できた科学的事実を指しているのであろう。
本件原子炉の耐震設計においてもこうした科学的事実を基に行わなければならないだろうことは論をまたない。また設計・建設・運営にあたる
原子力事業者にも「事実を基礎とする」科学的姿勢が必須条件となる。
(1)

科学的姿勢に欠ける債務者

ア

本件原子炉基準地震動の経緯
本件原子炉敷地基準地震動は 650 ガルだが最初から 650 ガルだったわけ

ではもちろんない。その経緯はおよそ次のようである。
①

1 号炉（着工 1973 年=昭和 48 年 6 月）及び 2 号炉（着工 1978 年=昭和53 年 2 月）建設当時、債務者には中央構造線断層帯の認識がなく、伊予宇和島地震（1749 年）を直下に想定して設計地震波の最大加速度を200 ガルとした。

②

3 号炉建設時（着工 1986 年=昭和 61 年 11 月）、土佐その他南海・東海・西海など諸道地震（684 年）、伊予西部の地震（1854 年）などの地震を選定して旧指針 S-1 基準地震動を 221 ガルとし、伊方原発敷地
前面海域断層群（中央構造線断層帯）の長さ 25km 区間を選定し S-2
を 473 ガルとした。しかしこの時まだ中央構造線断層帯を活断層と認めなかった。中央構造線断層帯が活断層であることは 1970 年から多くの論文が出され、遅くとも 1986 年には海底活断層の調査結果が公表され、別府湾と四国の陸上が活断層であることは当時ですら明白だった。

③

2006 年の新指針後、敷地前面海域断層群（中央構造線断層帯）を、従前の 25km から 54km に延長して選定、基準地震動 Ss を 570 ガルとした。

④

新基準に基づく再稼働申請に係る審査の中で、中央構造線の長さを最大 480km に延長して選定し、基準地震動 Ss を 650 ガルとした。

83

⑤基準地震動と中央構造線断層帯との関係でいえば、200 ガル（中央構
造線を無視）、470 ガル（中央構造線 25km）、570 ガル（同 54km）、650 ガル（同 480km）となる。

イ

エラーを認めない債務者
債務者は新しい基準地震動を策定する都度、敷地を襲う最大・最強の地震動と説明してきたが、事実関係として少なくとも 3 回は、「最大・最強の地震動」策定でエラーを犯していたわけである。エラーを犯したとき、その原因を分析・特定し、同じ種類のエラーを犯さないことを担保するのが科学的姿勢であるが、債務者にその姿勢は微塵もない。従って現在の基準地震動 650 ガルもエラーである可能性を排除できない。
債務者はエラーを犯したことを認めていないどころか、現在でも次のよ
うに述べている。
「本件発電所の建設にあたり、詳細な調査により本件発電所の地域特性を充分に把握し、これを踏まえて本件発電所に影響を及ぼす可能性のある地震を適切に選択するとともに、その地震によって敷地にもたらされる地震動を想定し、これを基に耐震設計において基準とする地震動を策定した。」（「伊方原発差止松山訴訟における 2016 年 3 月 9日付け債務者準備書面(12)29 頁）
もしこの債務者の主張が正しければ、本件発電所建設時から少なくとも650 ガルの基準地震動を策定していなければならなかった。事実はそうではない。本件発電所建設当時、近傍に日本最大の断層帯である中央構造線
断層帯が走っているなどとは夢にも思わなかった。詳細な調査とは実はお粗末極まる調査であり、地域特性など全く把握していなかった。また影響を及ぼす可能性のある地震の選択においては、伊予宇和島地震（1749 年）、
伊予西部の地震（1854 年）、中央構造線断層帯 25km、同 54km、同 480kmと迷走に迷走を重ねたのである。

84

７強震動予測の限界とその危険性(1)

中央構造線断層帯と南海トラフ震源域

本件原子炉の基準地震動は 650 ガルである。しかも同原子炉は巨視的にみれば、中央構造線断層帯のほぼ真上に位置し、さらに南海トラフ震源域のほぼ西北端に位置している。その伊方発電所の基準地震動が 650 ガルとは強震動予測の結果としても、あまりにも過小評価である。その危険ははかりしれない。
(2)

野津意見書

強震動予測の日本における権威の一人、野津厚氏（国立研究開発法人海上・港湾・航空技術研究所・港湾技術研究所・地震防災研究領域長）は次のように述べている。
「そもそもこの分野に携わるきっかけとなったのは 1995 年兵庫県南部地震です。この地震による土木構造物の大被害をもたらしたのは、アスペリティ（注：強震動予測学の用語の一つ。震源断層モデルの強震
動生成域のこと）の破壊に起因する周期 1-2 秒のパルス上の地震動でした。入倉孝次郎先生のグループが、断層面上に複数のアスペリティをおいた断層モデルにより、このパルス波を精度良く再現できることを示され、この研究成果を見た私は強い感動を覚えました。事後の解析とはいえ、実際に起きた現象を見事に説明できる強震動地震学という分野に大きな未来を感じ、また実際にこの学問を土木工学の中でも活用すれば、土木構造物の安全に寄与できるのでは無いかと考えたのが、この分野に入ったきっかけです。（略）ただし、私が強震動研究の成果を活用したいと考えたのは、それを通じて構造物の安全に寄与できるのではないか、ひいては人々の生活に寄与できるのではないかと考えたためです。その反対に、安全性が保証されないものを安全であると言い張るために強震動研究の成果を活用しようと思ったことは一度もありませんでした。
（中略）（伊方原発の）裁判の中でのやりとりを知る機会がありま85した。その結果、「四国電力は安全性が保証されていないものを安全であると言い張るために強震動研究の成果を利用しようとしている。
これは強震動研究の成果の利用の仕方としては悪い利用の仕方である」と感じました。
強震動研究の分野でこれまで蓄積されている様々な知識の中には、かなり込み入った複雑なものがあるのは事実です。それらの知識を振りかざせば、専門でない人たちに反論できなくなるような効果、相手を黙らせるような効果があることも事実です。しかしそれは、知識の使い方として正しい使い方ではありません。
（中略）その結果、あたかも、電力会社の主張が強震動研究の分野
での多数意見であるかのような錯覚が生ずる危険性があります。」（甲42 号証 1 頁から 2 頁）
債務者が強震動研究の成果をいかに悪用しようとしているかは、本来震度７＝1500 ガル以上の最大地震動を設定しなければならないところ、650ガルが最大地震動であるとの債務者の主張を指摘すれば十分であろう。
８2014 年 5 月福井地裁判決
以上のような地震学の現状、強震動予測の限界を端的に指摘した判例がある。
2014 年 5 月 21 日福井地裁は関西電力大飯原発３、４号機の運転差止を命ずる判決を出した（以下「福井地裁判決」という）。福井地裁判決は福島原発事故後初めて出された差止訴訟に係わる本案判決である。同判決は次のように判示する。
「地震は地下深くで起こる現象であるから、その発生の機序の分析は仮説や推測に依拠せざるをえないのであって、仮説の立論や検証も実験という手法がとれない以上は過去のデータに頼らざるを得ない。確かに地震は太古の昔から存在し、繰り返し発生している現象であるが、その発生頻度は必ずしも高いものでない上に、正確な記録は近時のものに限られることからすると、頼るべき過去のデータは極めて限られ86たものにならざるを得ない。原子力規制委員会においても、別紙２の16 個の地震を参考にして今後起こるであろう震源を特定せず策定す
る地震動の規模を推定しようとしていることが認められる。この数の少なさ自体が地震学における頼るべき資料の少なさを如実に示すものといえる。したがって、大飯原発には 1260 ガル（クリフエッジ）（注：基準地震動が原発敷地を襲う最強の地震動と解されるのに対して、クリフエッジは重要な構築物や器機・装置が破壊される地震動。
崖っぷち）を超える地震は来ないとの確実な科学的証拠に基づく想定は本来的に不可能である。」（判決文 44～45 頁）（下線は引用者）
まことにこの判示は現在の地震学の現状を的確に言い当てている。
９

地震に脆弱な本件原子炉基準地震動（まとめに代えて）(1)

通常の地震に対しても脆弱であること

本件原子炉の基準地震動は 650 ガルである。いいかえれば、耐震重要設
備は 650 ガルの地震動に、「その安全機能を喪失しない」ように耐震設計されている。
すでに見たように、650 ガルの地震動をもたらす地震は、国総研の「概略対応表」で見ても震度 6 弱である。この規模の地震は、地震列島日本においては頻繁に発生する「通常の地震」である。つまり、本件原子炉は地震に対して「極めて高度な安全性」を保持すべきところ、その耐震性は「通常の地震」にやっと耐えられるか耐えられないかという程度、ということになる。瑣末かつ衒学的な科学技術論を脇において、現実を率直に見て欲しい。
本件原子炉の耐震性は、日本で発生する「通常の地震」に対してもやっと耐えられるか、耐えられないかという程度なのである。これが現実である。
これまでにも数々の自然からの警告はあった。
最大の警告は 2011 年東北地方太平洋沖地震で発生した福島原発事故である。地震動で変電所が破壊され、さらに送電鉄塔が倒壊したことが「全87電源喪失」の引き金になったことはすでに述べたが、周辺自治体の地震動
は 504 ガルから 922 ガル程度であり震度 5 強から 6 強である。巨大地震が襲った、ということはできない。
この時、東電の観測によれば、２号機と３号機及び 5 号機の原子炉建屋
基礎版上で、それぞれ 550 ガル、507 ガル、548 ガルの地震動を観測した。
精々震度 5 強から震度 6 弱の地震動である。
この時 4 号炉使用済み燃料プールには危機が迫っていた。（本申立書第5「福島第一原発事故による被害と警告」の 6「日本が壊滅する危機だった
こと」参照）
工事中の 4 号炉にたまたま水が張ってあり、4 号炉と 4 号炉使用済み燃料プールを隔てる壁が壊れており、4 号炉の水がプールに流れ込み、プールの燃料を冷やしたので日本壊滅の大惨事を免れた。なぜ壁が壊れたのか、現場調査ができないので諸説あり、水素爆発で壊れた、あるいは地震動で壊れたともいわれている。原因は確定しないものの、原発の重要設備の一部が精々震度 5 強から 6 弱の地震動で壊れたのではないか、という見方が専門家から出されていること自体、日本の原発が「通常の地震」に耐えられないことを端的に表している。
また国会事故調報告は、「地震動に起因する重要機器の破損の可能性」と題する一節を設け（甲 5 号証 204 頁から 213 頁）、繰り返し地震動で重要設備の配管が破壊されたのではないかという見方を相当の根拠をあげて示している。東電はこの見方を否定しているが、否定する根拠もまた薄い。繰り返すが、当時福島第一原発を襲った地震動は精々5 強から 6 弱である。東北地方太平沖地震自体は巨大地震であるが、福島第一原発を襲った地震動自体は「通常の地震」である。
現在の規制委の耐震設計基準では、巨大地震はおろか「通常の地震」にもその耐震安全性が確保されていないことを改めて主張しておく。
(2)

精度良く地震を予知することは不可能

地震予知（地震の発生時期、発生場所、その規模、その強度を事前に精88

度良く予測すること）は不可能、とするのが地震学の最新の科学的知見である。
2017 年 9 月、この知見に基づき政府の「中央防災会議・防災対策実行会議」の「南海トラフ沿いの地震観測・評価に基づく防災対応検討ＷＧ」（以下「検討 WG」）は、最終報告書をまとめ、中央防災会議も直ちに了承した。
検討 WG はその報告書の中で「現時点においては、地震の発生時期や場
所・規模を確度高く予測する科学的に確立した手法はなく、大震法（注：「大規模地震対策特別措置法」）に基づく現行の地震防災応急対策が前提としている確度の高い地震の予測はできないため、大震法に基づく現行の地震防災応急対策は改める必要がある」（下線は引用者）（甲 43 号証）と述べ、地震予知は不可能と報告し、中央防災会議もこれを了承、現在「南海トラフ地震予知は不可能」とする前提で様々な対策がとられている。
「大規模地震対策特別措置法」（以下「大震法」という。）は 1978 年（昭和 53 年）成立の法律で、この時代、地震学は未熟で、大規模地震の予知は可能であることを前提に大震法が成立していた。
ところが地震学は、1995 年の阪神淡路大震災、2011 年の東北大震災をはじめ、地震予知に成功した事例は１件もない。こうした地震の解析が進むにつれ、地震学は「地震の予知は現在の地震学のレベルでは不可能」と結論するに至ったのである。
科学が自然に対してより謙虚になった事例といえる。
翻ってみれば、現在の規制委の地震に対する考え方は、当該原発を襲う
最大地震の予知は可能とする、地震学が未熟で、科学が自然に対して傲慢だった時代の考え方を、「原子力委員会・地震対策小委報告」、「旧指針」、「新指針」、「新規制基準の耐震指針」とそのまま踏襲しており、最新の地震学の知見を取り入れていない、古色蒼然とした非科学的な考え方である。
しかも基準地震動策定においては、強震動予測の結果をそのまま耐震設

89

計基準に取り入れるなど、その手法も、過去の地震被害から学び、震度 7までの地震に耐えられるように強化した一般建築業界が用いている手法に比較し、不合理・不当である。
本件原子炉の設置される伊方発電所敷地の基準地震動は、こうした古色蒼然とした考え方に基づいて策定されており、中央構造線断層帯や南海トラフなどを震源域とする震度７クラスの巨大地震に対して、あるいは震度6 程度までの「通常の地震」に対してすら、あまりに脆弱というべきである。
本件原子炉の運転は即刻禁止されるべきである。

第７１

原発に求められる安全性
原発安全神話の崩壊と復活

福島第一原発事故後、我が国における原発の安全性に関する認識はドラスティックに変容した。すなわち「日本の原発は絶対に安全、チェルノブ
イリ事故などのような過酷事故は起こさない」する認識から、「原発は過酷事故を起こすもの」との認識に変容したのである。いわゆる「原発安全神話の崩壊」である。
債権者ら一般市民はこれで我が国では二度と原発は運転されないと思っていた。それが一般市民の感覚である。しかしながら福島原発事故のような破局的大事故を起こしても、我が国では着々と原発再稼働の準備が進められ、原子力規制委員会が成立し、新規制基準が定められ、世界最高水準の規制基準に合格した原発はどんどん再稼働させます、などという無責任な発言が政府首脳からなされている。「世界水準」などという証拠はどこにもないのに。
これは原発安全神話の復活というべきである。
そもそも世界最高水準という為には具体的に「世界最高の安全基準は○○であるところ、日本の新規制基準は△△であり、同水準」という論と証拠が提示されなければならないが、そのようなものは一切提示されていな

90いのである。
２

原発に求められる最低限の安全性(1) 原発は一国の存亡を賭ける存在
原子力事業者は、福島原発事故前、「日本の原発は過酷事故をおこさない。絶対安全だ。」といいながら、いったん福島原発事故が発生すると手のひらを返したように、「人間の科学技術に絶対安全はない。原発も同様
で絶対安全はない。」と主張する。
その非論理性・ご都合主義には驚くばかりだが、百歩譲って原発に絶対安全はないという主張を認めるにしても、原発に求められる最低限の安全性はあるはずである。原発はたかだか電気を作る一手段に過ぎない。電気を作る手段は他にいくらでもある。しかも原発より安価ではるかに安全な発電手段も多い。
また、本件原子炉を運転する債務者をはじめとする原子力事業者の経済活動の自由を認めるとしても、原発の持つ、公益性や社会的必要性が極端に低下していることと、破局的大事故を起こした時の、一国の存亡を左右しかねない影響の大きさ、次世代に与える害悪の大きさを比較考量すると原発に求められる安全性は、相当程度高いものでなくてはならない。
以下「原発に求められる安全性」は必要に応じ別途準備書面を提出する。

第８

放射能災害避難の違法性

１

福島原発事故後の原子力法体系
福島原発事故の衝撃は、日本社会全体に原発に対する大きな不信感を招来し、また原発は絶対重大事故を起こさないとしてこれを推進してきた日
本政府や原子力産業界に深刻な動揺と反省をもたらした。そして原子力平
和利用に関する諸法令に根本的な改正を加え、また原子力規制委員会設置法が新設された。放射能災害避難を強いることはこれら改正・新設の原子力諸法令の定めに違反しており違法である。
以下「放射能災害避難の違法性」については必要に応じ別途準備書面を91

提出する。

第９ 新規制基準の不合理性
2013 年 7 月に施行された新規制基準も、「世界で一番厳しい規制基準」
どころか、国際基準に比較してはるかに劣った基準であり、このことは重大事故が発生する危険性を大きくするばかりか、重大事故発生が破局的大事故に発展する危険性も大きくしており、不当である。
１ 新規制基準合格の原発は安全とはいえない
我が国の新規制基準の下で審査されている原発は、基準に適合しているかどうかが審査されているのであり、安全かどうかが審査されているのではない。従って審査に合格しているからといって「安全だとは私は申し上げません」と規制委元委員長・田中俊一氏が再三再四言明している通りである。（甲 44 号証 2014 年 7 月 16 日記者会見速記録 4 頁）
原発訴訟や仮処分申立の判決や決定の中には「規制基準に適合し、かつその審査に不合理な点がなければ、その原発は安全性に欠けることがないと推認される」式の判示が見られるが、これは事実誤認である。福島原発事故前の「原発安全神話」時代なら、この判示には一定の合理性があった。
当時の安全基準とその審査は「原発の安全」を保証していたからである。
現行新規制基準に適合しかつ審査に不合理な点がなくても、その原発が安全性に欠けることはない、とはいえないのである。（次頁画像参照。赤字及び赤線は引用者）
我が国の制度では、原発に求められる最低限の安全性を決定する裁量審査権を有する国の機関乃至組織は存在しない。国民が判断する他はない。
原発再稼働の是非は、田中元委員長が「最終的には国民の判断。規制委は関与しない」と述べている通りである。(甲 47 号証 2014 年 2 月 19 日
記者会見速記録 8 頁)
国民が原発再稼働の是非を判断し法的に確定する仕組みもまた存在しない現状では、債権者らはその判断を裁判所に求める他はない。

92

２ 新規制基準及び適合性審査の各不合理性
新規制基準は先に詳論したように、各原発敷地ごとの将来にわたる地震
動の最大値が正確に予知予測できることを前提に成り立っている点において、原子炉の安全性に本質的にかかわるような不合理（高松高裁昭和 59
年＝1984 年、12 月 14 日判決参照）があるといえる。
仮に、規制基準自体に本質的な不合理があるとまではいえないとしても、
基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイド 5.2⑷項は「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」と規定し、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別記 2 の 5 項においても｢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93

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」と規定されている。しかるに、原子力規制委員会は近時の地震の観測資料という科学的、客観的な資料及びそこから論理的に導かれる最新の知見を踏まえることなく本件原発の適合性審査をした点において本件原発に係る適合性審査には看過しがたい不合理があるといえる。
「新規制基準及び適合性審査の各不合理性」の詳細については、必要に応じ別途準備書面を提出する。

第１０

火山事象と本件原子炉の危険性

１

新規制基準の内容(1)

安全施設は自然現象に安全性を損なってはならない

規制委員会の定めた設置許可基準によれば、原発の安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く）が発生した場合においても安全機能を損なわないものとされている（同解釈第 6 条 1 項）。また重要安全施設
は、大きな影響を及ぼす恐れがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならないとされている。（同規則第 6 条 2 項）
(2)

規制委「火山ガイド」の立地評価と影響評価

規制委は、火山影響を評価するため原子力発電所の火山影響評価ガイド（以下「火山ガイド」という。）を定めた。火山ガイドは、上記各自然現
象のうち、火山の影響について、原発への火山影響を適切に評価するため「立地評価と影響評価」の２段階で行うとしている。
立地評価とは、評価対象場所周辺の火山事象の影響を考慮して原発の立地の適性を評価することをいい、火山活動の将来の活動可能性を検討しながら、設計対応の可能性を評価する。
影響評価とは、立地評価の結果、立地不適でない原発について運用期間中に生じうる火山事象に対してその影響を評価する。なお運用期間とは、

94

運転終了後敷地内に核燃料物質を長期間保管しておく必要があるので約100 年間を指す。
このように火山ガイドは、①設計対応不可能な立地条件をもった原発を排除し（立地不適）、その上で、②設計対応可能な火山事象による影響評価を行うものである。
これらの検討によれば、本件原子炉が設置されている伊方発電所敷地は立地不適地であり、また債務者が行った火山影響評価は過小に過ぎ、これを承認した規制委の審査、判断には瑕疵乃至落ち度がある。以下「火山事象の本件原子炉」の危険性については必要に応じ別途準備書面を提出する。

第１１

債権者らの住所に放射性物質が到達すること

債権者らの多くは広島市域に居住している。本件原子炉から瀬戸内海を挟んで約 100km の地域である。債権者のうち 1 人は松山市内に居住している。
直線約 60km の距離である。本件原子炉が破局的大事故を起こした場合、松山市域はもちろん 100km 離れた広島市域に本件原子炉から放出された放射線物質が到達することはあまりにも明らかである。
原子力規制庁が行ったシミュレーションでも伊方原発が福島原発事故と同等の過酷事故を起こした場合広島市域は、1 週間で 4.32mSv の被曝線量となり、これは空間線量率に換算すると 42.8µSv/h となり、原災指針でいう
OIL2 の避難基準 20µSv/h をはるかに上回っている。（甲 45 号証 42 頁）
また 2014 年に発生した広島土砂災害（甲 46 号証 14～15 頁）と同様な気象条件下で本件原子炉の破局的大事故が発生した場合、広島市域が本件原子炉の放射性物質によるホットスポット地域にもなりかねない。本件原子炉の運転停止を求める。

第１２本件原子炉運転停止の必要性

本件の請求原因事実は、①本件原子炉に放射性物質が存在し、その放射性物質が人の生命や健康に対する大きな危険性を有すること、②その放射性物

95

質が本件原子炉施設外に放出される原因及び因果関係、その危険が現実的で差し迫ったものであること、③②の危険が現実化した場合には、その敷地外に放出された放射性物質が債権者らの居住地にまで達すること、などであり、すでに疎明した。
④本件原発の運転停止によってそれが回避でき、かつ運転停止以外に他に適当な手段がないことも明らかである。
もちろん運転停止したからといって債務者が本件原子炉敷地内に抱える
膨大な量の放射性物質がなくなるわけではないので、①の危険が去るわけではない。最終的には放射性物質が敷地から撤去され、安全かつ永久に処分されるまで①の危険は続く。
しかし、運転中における危険の大きさとは比較にならない。原子力業界の重大事故対策安全 3 原則は、「止める」、「冷やす」、「閉じ込める」といわれているが、本件原子炉が停止していれば、少なくとも「止める」機能への懸念は解消する。また停止していれば、核分裂の連鎖反応で生ずる膨大な熱や炉心崩壊熱に対する懸念もないので、「冷やす」機能への懸念も格段に小さくなる。福島原発事故では「止める」機能は有効に働いたが、炉心を「冷やす」ことには失敗した。それも 1 号機から 3 号機が運転していたからこそであった。
放射性物質が現に原子炉の中に存在しかつ核分裂の連鎖反応状態にある
具体的危険とそうでない場合の危険は、比較にならない。この危険から債権者らの人格権を保全する手段は運転停止しかない。その他の手段はありえな
い。

第１３
１

司法判断の枠組み

伊方最高裁判決の要旨
伊方最高裁判決は、原子炉の設置許可をめぐる行政事件であるところ、その要旨は以下のとおりである。
ア

原子炉施設の安全性に関する判断の適否が争われる原子炉設置許96

可処分の取消訴訟における裁判所の審理、判断は、原子力委員会若しく
は原子炉安全専門審査会の専門技術的な調査審議及び判断を基にしてされた被告行政庁の判断に不合理な点があるか否かという観点から行われるべきであって、現在の科学技術水準に照らし、右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り、あるいは当該原子炉施設が右の具体的審査基準に適合するとした原子力委員会若しくは原子炉安
全専門審査会の調査審議及び判断の過程に看過しがたい過誤、欠落があり、被告行政庁の判断がこれに依拠してされたと認められる場合には、被告行政庁の右判断に不合理な点があるものとして、右判断に基づく原子炉設置許可処分は違法と解すべきである。
原子炉設置許可処分の取消訴訟においては、右処分が前記のような性質を有することに鑑みると、被告行政庁がした右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と解されるが、当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべて被告行政庁の側が保持しているなどの点を考慮すると、被告行政庁の側において、まず、その依拠した前記の具体的審査基準並びに判断の過程等、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ものと言うべきである。
イ

現在の法制を前提に上記要旨をさらに要約すると、原子炉の設置許可の取消訴訟においては、原発が安全かどうかを裁判所が直接判断するのではなく、規制基準の合理性とそれに適合するとした規制委員会の判断が合理的か否か、特に看過しがたい不合理があるかどうかを最新の科学的知見に照らし判断するのが相当であり、その合理性の立証責任は事実上被告が負うとするものである。
ウ

行政庁の判断の違法性を争う行政訴訟と人格権に基づく差止訴訟に係る民事訴訟とは、①訴訟当事者、②裁判の目的、③訴訟物、④判決

97

の効力のいずれも異なる。それにもかかわらず、行政訴訟である伊方最高裁判決の示した法理を人格権に基づく差止訴訟でも用いる裁判例が多く、今や、裁判例の主流となった。したがって、債権者らは、本件仮処分においても、敢えて、そのことに異を唱えることなく、伊方最高裁
判決の示した法理を人格権に基づく差止仮処分でも用いるべきことを主張する。
２

伊方最高裁判決の法理
ア

伊方最高裁判決は、行政庁の専門技術的裁量を重視したものといえるものの、行政庁の判断の筋道が通っておれば裁判所が介入しないというような意味は持たないと解される。
最高裁は前記判示に先立って、「原子炉規制法 24 条 1 項の趣旨は深刻な原発事故が万が一にも起こらないようにするために、原子炉設置の段階で、原子炉を設置しようとする者の右技術的能力並びに申請に係る原子炉施設の位置、構造及び設備の安全性に、科学的、専門技術的見地から、十分な審査を行わせることにある」と説示しているのであって、その趣旨に反し、危険を容認するような審査のあり方に対しては裁判所による規制があることを当然予定していると考えられるからである。原
審である高松高裁昭和 59 年 12 月 14 日判決は、「原子炉の安全性に関する司法審査は、その安全性いかんという問題について裁判所が全面的、積極的に審理判断するのではなく、安全性を肯定する行政庁の判断に、現在の科学的見地から見て当該原子炉の安全性に本質的にかかわるよ
うな不合理があるか否かという限度で行うのが相当である」と判示しており、行政庁の判断に合理性があるかどうかの裁判所の審理判断は行政庁の判断が原子炉の安全を確保する内容になっているかどうかの審理判断にほかならないことを明示している。最高裁判決も原審と同様の趣旨であることはその判示から見ても、調査官の判例解説の説明からも明らかである。
特に、最新の科学的知見に照らし合理性を判断するという最高裁の判98示部分は、審査当時は住民の安全を確保する内容を持つもので合理性を有するとされた審査基準であったとしても、後に判明した科学的知見によればその審査基準では住民の安全を確保できないことが判明すれば合理性が失われるという趣旨と解されるのである。その意味で近時の地震動の観測結果に照らして原発の基準地震動の合理性を判断していく
手法は、まさに伊方最高裁判決の予定しているところと考えられる。
イ

以上のとおり、審査基準に合理性があるかどうかについての裁判所の判断は、審査基準が住民の安全を図る内容になっているかどうかの判断のことに他ならず、単に、審査基準が前後のつじつまが合っておれば合理性があるとみてよいということではないはずである。
合理性を単に前後のつじつまが合っていて、一応の理由付けがなされているというだけの意味ととらえ、合理性を危険性の実体的判断と直接結びつけないというようなことは伊方最高裁判決のおよそ予定するものではないと思われる。
仮に、現在の原子力法制が裁判所の審査基準の合理性を通しての実質的な安全審査をも排除する内容であると解釈してしまうならば、その限度で現在の原子力法制が憲法 76 条 1 項に抵触するおそれが生じるのであり、したがって、裁判所の安全性に関する実質審査を排除してしまう
ような解釈は採りようがないのである。
ウ

しかし、裁判例の中には、人格権侵害の具体的危険性がないことの立証責任を一次的に被告に負わせるとしながら、その立証事項を「当該原子炉施設が原子炉等規制法及び関連法令の規制に従って設置運転されていること」等として、具体的危険があることの最終的な立証責任を原告に負わせていたものがあった（静岡地裁 2007 年 10 月 26 日浜岡原
発訴訟判決）。これに対する批判を受け、2016 年 4 月 6 日福岡高裁宮崎支部決定（川内原発運転禁止仮処分即時抗告審）は、人格権侵害の具体的危険がないことの立証責任を最後まで被告に負担させる考え方を示し、以後は、この考え方に追随する司法判断が増えている。

99

前者のような判断基準は規制基準の合理性の判断をすべしとする伊方最高裁判決の趣旨に反しており、許されない判断基準であることはもちろんである。後者の立証責任の負担の考えに従う裁判例においても、
伊方最高裁の判決の趣旨を誤解したまま、規制基準の合理性とは規制基準の制定手続に瑕疵がないこと、規制委員会の独立性が高いこと、規制基準の根拠について前後のつじつまが合った説明ができること等だととらえ、それでありながら、規制基準の審査を通ったことで、社会通念上無視できない危険はなく、人格権侵害の具体的危険がないと判断する裁判例も多かった。
しかし、そのような、判断が許されないことはア、イに指摘したとおりである。更に、人格権に基づく差止訴訟の訴訟物から考え起こせば、本来、人格権侵害の具体的なおそれ、即ち放射性物質拡散の具体的なおそれが主要事実であり、規制委員会の審査を通っているかどうかは間接事実に過ぎない。そこでは、規制委員会の審査を通っていることが重要な間接事実に当たるとしても、審査が放射性物質の拡散を防止する内実を備えているかどうかが問われるべき事実として登場するのであって、手続的に正当かどうかが問われることはないはずである。
そして、ある行政法規や手続に合致していることが間接事実として大きな意味を持つのは社会全般の当該行政法規に対する高い信頼が背景にある場合に限られるが、このような高い信頼が認められる場合でさえ、行政法規への適合性が決定的な判断要素とされることはないのである。
極端に審査手続の形式的正当性に重みを持たせる審理のあり方は、最高裁の趣旨にも反し、また、人格権に基づく差止訴訟の通常の要件事実のありかたとも全く異なるものであり、このような、判断枠組み、審理方式は許されるべきではない。
言葉の通常の用法からしても合理性とは理にかなうことであり、住民の安全を確保するという理念に沿っているかが合理性判断の基準でなければならない。

100

エ

審査基準や適合性判断が前後のつじつまが合っていれば合理性があるとされ、それだけで安全性に関する強い推認力を持たせるというような判断枠組みは、住民側が危険性の立証に成功しかけたと思っても、審査基準の適合性判断がなされたという事実が極めて強力な抗弁として用いられているに等しいものである。それは、伊方最高裁判決が判示するように万一の事故を防ごうとして設けられた審査基準適合性判断に係る制度や立証責任の転換の理論が逆に万一の事故を許すという背理を招きかねないのである。
オ

伊方最高裁判決が広く支持されたのも、伊方判決転用方式が主流であったのも我が国の原子力行政に対する一般国民の強い信頼が背景にあったからである。原子力行政に対する国民の信頼が失墜した「３・１
１」の後においては、原子力行政に対して安易な信頼を寄せることなく、規制基準の合理性について厳しく吟味しなければならないのは当然の
社会的要請であるといえる。
国民は脱原発派であろうとなかろうと、ひとしく裁判所が原発の危険性を審理してくれているのだと思っている。
裁判所が審査基準の前後のつじつまが合っているかどうか、科学者の一部がこれを支持しており一応の理由付けがなされているかどうか等々の判断に窮々としているとは思いもよらないことである。科学者の言説が真に科学的であるとは限らないのであるから、規制基準が住民の安全を確保する内容になっているかを独立した司法の立場から審査することを、すべての国民は望んでいるのである。
カ

さらに、上記のような審理をした場合、規制基準は専門家の作ったもので、つじつまが合っているのは当然であるから、結局、裁判所は規制委員会の判断にお墨付きを与える役割をつとめるだけとなってしまう。現行の法制下では、電力会社は規制委員会の許可及び認可等を受けた場合にだけ原発等を動かせる。したがって、原発等の運転を止めてくれと裁判所に求めてきている国民は規制委員会を信用できないという

101

前提で訴えを提起しているといえる。それにもかかわらず、｢規制委員会は専門家で信用できるから安心しなさい｣というのではそもそも答えになっていないと思われる。
キ

福島原発事故によって、１０万人を超える人々の生活が奪われた。

これを見た債権者らは、本件原発によって自分らの生活も根こそぎ奪われるのではないかと恐れ、裁判所に守ってくれと訴えているのである。
福島原発事故の後において、裁判所がその国民の声に真剣に耳を傾け、原発の危険性に向き合わないでどうするというのか。これよりも大切なことがほかにあるとでもいうのであろうか。
法務省の司法制度改革審議会の 2001 年 6 月 18 日付けの意見書には司法の役割について次の言葉がある。
「ただ一人の声であっても、真摯に語られる正義の言葉には、真剣に耳が傾けられなければならず、そのことは、我々国民一人ひとりにとって、かけがえのない人生を懸命に生きる一個の人間としての尊厳と誇りに関わる問題であるという、憲法の最も基礎的原理である
個人の尊重原理に直接つらなるものである。」
司法に携わる者としての誇りと責任感をあらためて自覚させてくれ
る言葉である。
ク

一般的に立証責任や判断枠組みは、微妙な事件では結論を左右するものであるが、そうでなければ判決書の構成の問題ともいえるのである。
そして、本件は微妙な事案ではないのである。
すなわち、債権者らの主張の骨子は、①原発の過酷事故のもたらす被害は我が国の存続にかかわるほど甚大である、②それ故に原発には高度の安全性が求められる、③高度の安全性とは事故発生確率が極めて低いことを意味する、④地震大国である我が国において、事故発生確率が極めて低いということは原発が極めて高い耐震性を有していることにほかならない、⑤仮に、原発の耐震性が高くないならば、それを正当化す
る確たる根拠が必要である、という当然と思える立論に基づくものであ102

る（仮に、①ないし⑤の各点について、債務者において腑に落ちない点があれば是非指摘してその理由を述べていただきたい。）。
本件原発の耐震性は第６の５において指摘したとおり、社会通念上到
底許されないほど低く、そして、それを正当化できる確たる根拠は見いだし難いのである。
この事案が立証責任の所在によって結論が左右されるとは債権者らは思っていないが、それにもかかわらず、本申立書の中で多くの記述を判断枠組みの問題に裂かざるをえなかったのは、次の理由からである。
裁判所が真摯に正面から本件原発の危険性に向き合ってくれさえす
れば、たとえ通常の人格権に基づく差止訴訟と同様の判断枠組みに従おうと、伊方最高裁判決の正しい理解に従った上でその法理を人格権に基づく差止訴訟に生かすという立場に立ったとしても、本件原発の運転を差し止めるという結論は変わらないと債権者らは確信している。
しかし、伊方最高裁判決の間違った理解のもとに、伊方判決の法理を人格権に基づく差止訴訟に適用してしまうとこの当然の結論が得られないことになり、現にそのような裁判例もあったからである。
３

立証責任論
さらに立証責任について一部重複を恐れず、明確に述べておく。

(1)
ア

従来の裁判例
人格権に基づいて原発運転の差止めを求める民事訴訟において、請求原因事実である「人格権侵害の具体的危険」の立証責任については、
民事訴訟独自の立証責任論を展開する裁判例もあった 1が、多くの裁判例
は、行政訴訟の判決である最高裁平成 4 年 10 月 29 日判決（伊方原発１号機訴訟、民集 46 巻 7 号 1174 頁、以下「伊方最高裁判決」という。）
が示した判断枠組みを民事訴訟に転用して、立証責任論を展開してきた（以下、「伊方判決転用方式」という。）
1

平成 18 年 3 月 24 日金沢地裁判決（北陸電力志賀原発 2 号機訴訟・判例時報 1930 号 25 頁）、
平成 26 年 5 月 21 日福井地裁判決（関西電力大飯原発３、４号機訴訟・判例時報 2228 号
72 頁）

103

イ

但し、伊方判決転用方式にも二つの考え方があることに注意が必要である。
仙台地裁平成 6 年 1 月 31 日判決（女川原発訴訟、判例時報 1482 号 3頁）を嚆矢とする伊方判決転用方式は、人格権侵害の具体的危険がない
ことの立証責任を一次的に被告に負わせるとしながら、被告が立証すべき事項を「当該原子炉施設が原子炉等規制法及び関連法令の規制に従って設置運転されていること」（静岡地裁 2007 年 10 月 26 日判決、浜岡
原発訴訟、公刊物未搭載）、「本件原子炉施設が本件安全審査における審査指針等の定める安全上の基準を満たしていること」（名古屋高裁金沢支部平成 21 年 3 月 18 日判決、志賀２号機訴訟控訴審、判例時報 1818
号 3 頁）等と矮小化し、被告がこれを立証すれば、今度は、原告側が人格権侵害の具体的危険があることを立証すべきであるとして、一旦被告に転換した立証責任を、原告に再転換した（以下「旧い伊方判決転用方式」という。）。
この判断枠組みに従えば、被告が上記立証事項を立証するのは容易であるから、実質的には、人格権侵害の具体的危険の存在を全面的に原告側に負わせるのと変わらない結果となる。
またこの考え方に従えば、審査基準に不合理な点がないことについて
は、被告が立証すべき事項から外され、２で述べたように審査基準に適合するとの判断がつじつまが合うことだけを立証すれば足りることになる。
そもそも、伊方最高裁判決は、「当該原子炉施設の安全審査に関する資料をすべ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、その依拠した前記の具体的審査基
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が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」と述べて、原告住民側の104

立証の負担を軽減しようとしたのであるから、旧い伊方判決転用方式は、
伊方最高裁判決の趣旨に沿わないというべきである。
これに対し、福岡高裁宮崎支部 2016 年 4 月 6 日決定（川内原発仮処
分即時抗告審）は、人格権侵害の具体的危険がないことの立証責任を最後まで被告に負担させ、その立証に代えて、原子力規制委員会が定めた審査基準に不合理な点がないこと、審査基準に適合したとする原子力規制委員会の判断に不合理な点がないことを立証することができるとし、原告住民側の立証活動を、反証として位置づける旨の新たな考え方を示し（以下「新しい伊方判決転用方式」という。）、その後は、この考え方に追随する司法判断が増えている。例えば、広島地裁平成 29 年 3 月
30 日決定（伊方３号機仮処分、判例時報 2357･2358 合併号 160 頁）、
松山地裁平成 29 年 7 月 21 日決定（伊方３号機仮処分、判例時報 2393･
2394 合併号 236 頁）、広島高裁平成 29 年 12 月 13 日決定（伊方３号機
仮処分即時抗告審、判例時報 2357･2358 合併号 300 頁）、広島高裁令和 2 年 1 月 17 日決定（伊方３号機仮処分即時抗告審、公刊物未搭載）
等である。
(2)

本件において採用すべき立証責任論について
伊方原発３号機の安全性に関する資料はすべて債務者が所持していること、安全であると地域住民らを説得して伊方原発３号機を建設したのが債務者であること等の事情に鑑みれば、本件事件における立証責任の枠組みとして伊方判決転用方式を採用するのであれば、新しい伊方判
決転用方式を採用することこそが当事者の公平に適うというべきである。
そして、裁判所は、原子力規制委員会が定めた審査基準に不合理な点がないこと、及び、伊方原発３号機が審査基準に適合したとする原子力規制委員会の判断に不合理な点がないことについて、債務者が立証責任を果たしたのか否かを、厳密に判断しなければならない。

105

４

伊方最高裁判決の法理に従った審理のあり方
伊方最高裁の判決の趣旨を正当に受け止めた上で、差止訴訟においてその法理を活かすならば、規制委員会に過度な信頼を置くことなく、合理性とは住民の安全が真に確保されている意味だと捉えた上、厳しく審査基準及び適合性判断の合理性を審理することが必須となる。伊方最高裁判決が示したのは裁判所の責任や負担を軽減する法理ではない。原発の危険性の有無を自ら直接判断することと、規制基準が原発の安全性を確保する内容になっているかどうかを判断することとの間にはわずかな差しかない。しかし、裁判所として審査基準の合理性に係る判断を厳しく行いその責任を果たすことと、その判断を緩やかに行うこととの間には千里の径庭がある。

第１４

保全の必要性

本件原子炉は既に規制委の適合性審査合格後、実際に通常営業運転を行っている。そして本件原子炉において重大事故あるいは破局的大事故が起これ
ば、債権者らの人格権が回復不能な程度に害されるおそれが極めて高い。本
件原子炉の運転は、そのような重大事故乃至破局的大事故を発生させ、債権者らの重要な権利を不可逆的に侵害する恐れがある行為であるから、保全の必要性は極めて高い。
また本件原子炉は、「はじめに」で述べた通り広島高裁から運転停止を命ぜられているが、それは別途進行中の本案訴訟の一審判決が出されるまでである。また 2020 年 2 月 19 日債務者は広島高裁に対して異議申立を行った。
異議審で差止決定が取り消される可能性もなしとしない。
本申立は、こうした状況とは全く独立に審理されるべきである。
なお近時の裁判例の中には事故発生の確率が低いことを理由として保全の必要性がないとするものがある。
それは「被保全債権の存在」と「保全の必要性の確率」の問題を混同するものである。被保全債権が現にそこに存在し、侵害の具体的危険性が確認さ106

れれば、それは保全されなければならない。「保全の必要性」は確率の問題ではない。
その上本件原子炉、中央構造線断層帯のほぼ真上に位置しかつ南海トラフ
想定震源域に立地しているにもかかわらず、基準地震動があまりに低すぎ地震に対して極端に脆弱であり、事故発生確率も高いのである。

第１５

保証金

本件保全処分の目的は、債権者らの人格権の保全保護にあるが、同時に公共の安全、極めて広範かつ多数の国民の生命と健康を基礎とする人格権を守ることになるのであるから、正義・公平の観点からすると、債権者らに経済的負担をさせることは不適切である。仮に、債権者に担保を立てさせることを求め、債権者らがこれを捻出できなかったゆえに現に運転している本件原子炉の破局的大事故を招いてしまったとするなら、それは許され難い不正義である。
また、過去に原発の差止を命じた仮処分決定は 4 件あるが、いずれも無担保で発せられている。

第１６
１

結語

債務者に対して債務者は形式論理や詭弁、つじつま合わせなどを一切排し、本件原子炉による破局的大事故が絶対に起こらないことを相当の根拠をもって示して欲しい。また本件原子炉から放射性物質が環境に放出された時の、債権者らに与える深刻な影響について真剣に向き合って欲しい。「電離放射線
被曝に安全量はない。」という科学的知見は全世界の科学者の一致した見解である。相当の根拠をもって反論ができなければ、即刻本件原子炉の運転を断念すべきである。
２

裁判所に対して数々の偶然の僥倖に助けられ、福島第一原発事故は幸いにして日本壊滅、

107

国土崩壊に至らなかった。次に破局的大事故が発生する時は最悪の不運が次々と我々に襲いかかるであろうことを想定しておかなくてはならない。
私たち債権者らは、こうした事態を回避し、私たちの生命、健康、財産、生活を守るため、最後の手段として御庁に訴えた。それ以外に手段がないのである。何とぞ 100 年、200 年の歴史的大局観の見地から賢明な判断の上、本件原子炉の運転を止めていただきたい。現状我が国においてそれができるのは裁判所だけである。
裁判官の本分はその一つ一つの仕事が社会の一隅を照らすことにあるのかも知れない。しかしごくまれには、社会全体が進むべき大道を照らす
仕事が与えられることもある。毅然としてその本分を尽くしていただきたい。
以上

108