令和６年(ﾗ)第号 仮処分命令申立て却下決定に対する抗告事件（原審 福井地裁令和 4 年(ﾖ)第 15 号
関西電力株式会社・高浜発電所１～４号機運転差止仮処分）
抗告人 中嶌 哲演 ほか１名
相手方 関西電力株式会社

即時抗告理由書
２０２４年４月２５日
名古屋高等裁判所金沢支部 御中

抗告人ら代理人

笠

原

一

浩

本書面では、原決定の「第６ 争点に対する判断」に対する即時抗告理由を述べ
る。

-1-

目次
第１ 基準地震動が地震観測記録において低水準であること（原決定第６の４⑵）................................................................................................................................................... 3
１ 原決定の判断の概要 .................................................................................................. 3
２ 原決定に対する批判 .................................................................................................. 3
第２ ばらつき条項の不遵守について（原決定第６の４(3)） .................................... 8
１ 原決定の判断の概要 .................................................................................................. 8２ 原決定に対する批判 .................................................................................................. 8
第３ 劣化管理の困難性について（原決定 第６の５） ........................................... 14
１ 原決定の判示 ............................................................................................................ 14
２ 原決定の誤り ............................................................................................................ 14⑴ 目視点検以外の方法は、不完全であること（超音波探傷試験（UT 試験）の信頼性には疑義があること）................................................................................ 14⑵ 経年劣化事象の見落とし等は避けられないこと ........................................... 17
第４ 第５層が不十分又は欠落がある場合は人格権侵害の具体的危険があること................................................................................................................................................. 21
１ 原決定の判示 ............................................................................................................ 21
２ 原決定の誤りー深層防護の考え方を理解していない ....................................... 21⑴ 原決定の「参照」は一部の切取り.................................................................... 22⑵ 第５の防護階層は過去の原発事故の経験を経て不可欠に ........................... 25⑶ 小括 ........................................................................................................................ 31
３ 原決定の誤りー放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことの主張疎明を求める原決定の不当性 ................................... 31⑴

原決定の判示 ...................................................................................................... 32⑵ 原発事故原因は予測できない............................................................................ 32⑶ 東北地方太平洋沖地震等の予測もできていなかった ................................... 33-2-

⑷ 福島第一原発事故を二度と起こさない ........................................................... 35⑸ 福島第一原発事故の反省.................................................................................... 36⑹ 小括 ........................................................................................................................ 36⑺ 水戸地裁判決 ........................................................................................................ 36
４ 世論からも原決定に対する厳しい批判 ............................................................... 37
５ 結語 ............................................................................................................................ 38

第１ 基準地震動が地震観測記録において低水準であること（原決定第６の４⑵）
１ 原決定の判断の概要
この点についての原決定の判断の概要は次のとおりである。
⑴

原決定は、抗告人らの主張を「防災科学研究所の資料によれば、平成１２年から令和５年５月まで、最高位の最大加速度が７００ガル以上を記録した地震が相当数に上るにもかかわらず、債務者が策定した基準地震動は、
その最大加速度が基準地震動 Sｓ－１の７００ガル（水平方向）に過ぎないことをもって、本件原発の基準地震動が低水準である。」と要約した。
そして、本件原発の基準地震動は、伝播特性やサイト特性といった本件原
発敷地周辺の地域性を踏まえて策定され、原子力規制委員会において新規制基準の適合性が認められ、その具体的審査基準に不合理な点はなく、相手方のした調査及び原子力規制委員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ったような事情はないとして、相手方の疎明は尽くされているとした。抗告人らの上記主張については、過去のいずれかの地点で観測された地震動の数値と単純に比較するものであって、地域性を踏まえていないから、上記相手方の疎明を覆すものではないとした。

２ 原決定に対する批判-3-

⑴ 上記１の⑴の原決定の説示は、抗告人らの主張を全く理解しないでなされたものであり、明らかな判断遺脱もある。
抗告人らは、そもそも、将来到来する最強、最大の地震動をそれぞれの原発敷地ごとに求め、それによって原子力発電所の安全に寄与できるほど強震動学は成熟したものでないことを、武村雅之氏の見解（甲１４９）、野
津厚氏の見解（甲１４８）等を摘示して主張し、「このような予知予測が可能であることを前提とする規制基準自体が不合理である」と主張しているのである。特に、基準地震動が低水準である場合には、そのような低水準のものを基準地震動とすることを正当化するほどに強震動学は成熟した学問であるのかが厳しく問われることになる。仮に、規制基準自体が不合理である旨の主張が容れられないとしても、机上の計算のみで算出された数
値を最新の知見や震源近傍等で得られた地震観測記録と照合することなく
基準地震動とすることは地震ガイドの規定に反するものであり、その結果、
極めて低水準の地震動を基準地震動としてしまったと抗告人らは主張しているのである。
ところが、これらの抗告人らの主張について、以下のとおり、原決定は全く応えていない。
ア 規制基準自体の不合理性「規制基準自体が不合理である」という抗告人らの主張が極めて重要な主張であることは明らかである。伊方最高裁判決も規制基準自体の合理性、不合理性が裁判所の審査の対象となることを明示している。そして、「立地
評価に関する火山ガイドの定めは，少なくとも地球物理学的及び地球科学的調査等によって検討対象火山の噴火の時期及び規模が相当前の時点で的確に予測できることを前提としている点において，その内容が不合理であるといわざるを得ない」と指摘した福岡高等裁判所宮崎支部平成２８年４月６日決定を初めとする複数の裁判例がある。また、地震についても御庁-4-平成３０年７月４日大飯原発差止控訴審判決は「現在の科学では地震の予知予測を正確に行うことができないことは疑いのないところである。また、過去のデータに依拠するとしても、比較的詳細な観測記録が収集されるようになったのは、前記のとおり、平成７年の兵庫県南部地震を契機として全国的に観測網の整備が進んでからのことであって、太古の昔から発生していたであろう地震を考慮すると、正確な地震データとしては心許ない面があることは否定できず、しかも、本件ストレステストにおいてクリフエッジとされた基準地震動Ｓｓ（当時の最大加速度７００ガル）の１．８倍を超える地震動は将来的に来ないという確実な想定は本来的に不可能であることも、原判決の指摘するとおりである」として、現在の地震学では地震動について予測する能力がないことを認めている。現在の規制基準はその予測ができることを前提としているので、規制基準自体が不合理だということになる。そして、その予測をする能力がなければ、基準地震動を超える地震の到来が想定内のことになってしまい、原発の安全性は確保できないこととなる。ところが、平成３０年７月４日判決は上記説示の後、突然、論調を変えて、原告らの主張は立法政策の問題であると決めつけて原告らの請求を棄却したのである。この点では、裁判所の役割についての自覚に欠け、また前後一貫せず論理性に欠ける説示となってしまった。それでも、この判決は原告住民らの主張に正面から応えようとする裁判所としての最低限の姿勢は有していた。これに対し、原決定は抗告人らの規制基
準自体が不合理である旨の主張を完全に無視するという暴挙に出ているのである。
そして、原決定は具体的審査基準に不合理な点はなく、相手方のした調査及び原子力規制委員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ったような事情はないとした。しかし、具体的審査基準に不合理な点がないといえるためには、当然ながら、不合理な点があると指摘する抗告-5-

人らの主張を排斥した後にいえることであって、原決定は判断遺脱、理由不備があるといわざるを得ない。抗告人らの主張は簡明であり、誰でも理解できる主張である。この主張に全く応えようとしないのは、「原子力規制委員会の審査に合格した以上、裁判所もそれに従えばよいのであって、その結論を導くに際して障害となる主張立証は無視すればよい」というような姿勢に原審が陥っていたのではないかとの疑いさえ抱いてしまうのである。
イ 規制基準の適用について
また、抗告人らは、「たとえ、相手方が地域性を勘案して算出した数値であってもその結果を検証することが必要である」と主張している。そして、抗告人らは「この結果を検証することが必要であるとしているのが地震ガ
イドⅠ5.2⑷項の『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』との本件規定である」と主張しているのである。本件規定は、たとえ精緻な理論に基づく計算結果であったとしてもそれが実験や観測によって得られた客観的数値との間で整合性を持たない限りは科学性をもたないという科学の定理を担保する規定である。そして、基準地震動の合理性の判断は最新の科学的知見によらなければならないという伊方最高裁の判決の趣旨を反映したものとしても極めて重要な規定である。仮に、その結果の検証をも不要とするのであれば、それは規制基準自体が不合理といえるとも抗告人らは主張しているのである。
これらの主張についても原決定は完全に無視している。そして、抗告人らは、本件規定中の最新の知見として、我が国においては地震観測記録上７００ガル程度あるいはこれを超える地震は日本国内において頻繁に発生していることを挙げて基準地震動７００ガルという数値が低水準であることを主張立証した。
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これに対して、相手方は、原審において「抗告人らの主張は地域性を無視している」と反論した。それに対して、抗告人らは一定以上の雨量によって決壊の危険が生じるダムの例、一定以上の風速によって落下の危険が生じる橋梁の例を挙げて、更には、震度６弱程度の耐震設計しかない構造物の例を挙げて、①ある数値が客観的に低い水準にあるのか高い水準にあるのかという問題と、②低い水準であっても許容されるかという問題は別問題であり、地域性は②において論ずべきものであることを論証した。そして、加速度（ガル）という単位も例外ではないと主張した。現に著名な地震学者である島村英紀氏も原発の基準地震動に係る加速度を上回る加速度の地震動が全国各地で発生していることから原発の危険性を訴えているのである（甲１９５）。相手方は、島村氏の指摘も地域性を踏まえない不合理な指摘だというのであろうか。これらの抗告人らの主張に対し、相手方からの格別の反論はなかったのである。そのような中、原決定は抗告人らの主張は地域性を踏まえていない主張だとして抗告人らの主張を排斥した。
両当事者が主張を戦わせた結果、反論に窮した方の主張は裁判において排斥されるのは当然である。仮に、反論に窮した者の方に軍配を上げるのなら、裁判所の説得的な見解を説示することが必要である。本決定はそのような説示がないままに、反論に窮した相手方の言い分をそのまま裁判所の見解として採用したものであって、誰も納得できない著しく偏頗なものとなっている。
原子力発電所の耐震性が高いか低いかは国民の最大の関心事である。抗告人らは、７００ガルを超える程度の珍しくもない地震でさえ基準地震動を超えてしまう怖れがあるというような耐震性が低い原発は許されないと思うが、だからと言って相手方の言い分など聞く耳を持たないと言っているのではない。他の地域には多く発生している地震がなぜ本件原発敷地に限っては到来しないといえるのか、その地域特性等を相手方において主張し、-7-

どのような地域特性等が地震動をどの程度低める要素になったのか説明を求めているに過ぎないのである。

第２ ばらつき条項の不遵守について（原決定第６の４(3)）
１ 原決定の判断の概要
この点についての原決定の判断の概要は次のとおりである。
⑴ 松田式、入倉・三宅式は、現在においても一般的に信用性を有する。
⑵ 経験式によって求められる平均値と経験式の元となった観測データを比較すると、観測データと平均値との間には「ばらつき」がみられる。
⑶ 相手方は、松田式及び入倉・三宅式へ代入する断層の長さ、断層の幅、断層傾斜角の値について、不確かさを考慮した上で保守的な値を設定して地震動評価を行っている。
⑷ 保守的な値を設定して行った経験式の適用結果に対して更なる上乗せを行うとすれば、各種の不確かさを二重に評価することになり、その結果は、
松田式、入倉・三宅式により算出した地震規模からの乖離が大きくなり、
個々のパラメータ間の相関に着目して導かれた経験式によって地震規模を算出するとした科学的根拠との間で齟齬を生じる。
⑸ ばらつきは、不確かさを考慮して保守的にパラメータを設定して地震動の評価を行うことにより解決すべき問題であると解するのが相当である。
２ 原決定に対する批判⑴ 上記１の(1)は、松田式、入倉・三宅式が地震発生後の事後評価の局面において、平均値として一般的に信用性を有すると扱われていることは争わない。(2)は、そのとおりである。(3)は、相手方が不確かさの考慮をしていることは争わない。
⑵ 上記(4)について-8-

ア 改正前の基準地震動ガイド（以下「旧地震動ガイド」という。
）の趣旨(ｱ) そもそも旧基準地震動ガイドは、震源特性パラメータの設定の項（Ⅰの 3.2.3）の(2)で、「震源モデルの長さ又は面積、あるいは１回の活動による変位量」と「地震規模 」を関連づける経験式を用いて地震規模を設定する場合に経験式が有するばらつきを考慮することを求めていた。他方、地震動評価（Ⅰの 3.3）の１で「応答スペクトルに基づく地震動評価」の手法を、２で「断層モデルを用いた手法による地震動評価」の手法をそれぞれ定めた上で、その３で、双方の評価手法について「不確かさの考慮」
を求めていた。
(ｲ) 以上のとおり、旧基準地震動ガイドがばらつきの考慮を求めていたのは、地震動評価の前提となる震源特性パラメータの設定における経験式の適用の局面であり、不確かさの考慮を求めていたのは設定された地震規模を前提とする地震動評価の局面であって、ばらつきの考慮と不確かさの考
慮は、求められる局面が異なっていたのである。
「ばらつき」と「不確かさ」の双方を考慮することを「二重評価」として退ける原決定の考え方は、
旧基準地震動ガイドの考え方と相いれない。
イ ばらつきと不確かさの関係(ｱ) 経験式におけるばらつきの原因は、地震が発生する前には地震動に影響するパラメータを正確に把握することができないことから生じる「認識論的不確かさ」と、パラメータが同じであってもなお生じる自然の揺らぎから生じる「偶然的不確かさ」とによってもたらされる。この点は、相手方も争わないはずである。
相手方が考慮していると主張する「不確かさ」は、地震規模（相手方主張書面(4)７３頁下から６行目）、アスペリティの位置（同７４頁７行目）、
応力降下量（同）、破壊開始点の位置（同）等に関するものであって、いずれも認識論的不確かさである。地震のパラメータの不確かさを考慮する-9-ことによって、「認識論的不確かさ」をカバーすることができたとしても、「偶然的不確かさ」をカバーすることはできない。
(ｲ) なお、偶然的不確かさがどの程度存在するかについて、次の各証拠を提出する。
ａ 纐纈一起東大教授からの事情聴取書（甲第１９６号証）
纐纈教授は「実際に起きた地震の地震動について、地震後判明したパラメータを用いても観測記録を完璧には再現出来ず、倍半分程度の誤差が生じるのが通常です。
」と述べられた（甲第１９６号証第２項第５段
落）。地震後に判明したパラメータを用いているのだから、ここに認識論的不確かさは存在しない。したがって、倍半分の誤差は、偶然的不確
かさから生じていることになる。
ｂ 東京工業大学教授翠川三郎氏らの「距離減衰式における地震間のばら
つきを偶然的・認識論的不確定性に分離する試み」と題する論文（甲第１９７号証）
同論文は、最大加速度及び最大速度の距離減衰式における地震間のば
らつきについて、これを偶然的ばらつきと認識論的ばらつきに分離する方法を検討したものであるが、その結論は、距離減衰式における地震間のばらつきの標準偏差に比べ、偶然的不確定性の標準偏差は、最大加速度で６０％程度、最大速度で８０％程度にもなるというものである。
ウ また、原審でも述べたように、（ばらつき条項の不順守）に関する原決定の説示は、抗告人らの主張を理解しないばかりか、原発推進の立場に立つ科学者らの指摘をも無視してなされたものである。
平成２６年９月１０日、電力中央研究所の山下正弘氏は、「（２）決定論的評価と確率論的評価の統合の課題」と題したプレゼンテーションを行った（甲１２６）。電力中央研究所とは、電気事業に関連する科学技術・経済・政策の研究開発を行う研究機関であるが、これは電力会社の合同出資- 10 -

によって運営されている機関である。電力中央研究所は組織として、その原子力リスク研究センター所長と、原子力経営責任者との会議を開催している（甲１２７）。原子力経営責任者会議は、センター所長と電力各社の原子力本部長（Chief Nuclear Officer）が、研究開発ロードマップ、今後の活動ビジョンや NRRC の活動成果について共通理解を得ること等を役割とする（甲１２８）。
また、甲１２６は日本原子力学会のホームページに掲載されているが、言うまでもなく、日本原子力学会とは、言うまでもなく「原子力および放射線の平和利用に関する学術および技術の進歩を図」ることを目的とする学会であり、その「賛助会員とし ては、原子力研究機関、電力会社、プラントメーカー、建設会社など各種団体からなる約 201 組織が入会」している（甲１２９）。
甲１２６において、スライド２（３枚目のスライド）では、一番下に「安全性向上対策は複数のキーエレメントを総合的に考慮した意思決定プ
ロセスを経て決定される。中でも、決定論的評価と確率論的評価の知見を統合的に活用することが重要である。
」と述べられている。原子力発電所
において確率論的評価が不要であるなどという債務者の主張は、甲１２６の冒頭から否定されている。
次に、スライド５（６枚目のスライド）を見ると、「決定論的エレメント」と「確率論的エレメント」の両方を充足して、はじめて許容される安全レベルだと述べられている。もしいずれか（例えば、確率論的エレメン
ト）を充足しないのであれば、安全性向上対策が実施されなければならない。
そして、スライド９（１０枚目のスライド）を見ると、「決定論的アプ
ローチと確率論的アプローチは相互に代替できるものではなく」と書かれている。すなわち、原子力発電所においても、決定論的アプローチを採用- 11 -

すれば足りるというものではなく、確率論的アプローチも必要である。これは当然のことである。一般建築ですら、抗告人の原審準備書面８第２及び同準備書面１１第２の５で述べる通り、確率論的アプローチが広範に採用されている。ましてや、ひとたび重大事故を起こせば、一般建築とは比較にならないほど多くの人々の生命と身体に影響を与えうる原子力発電所
において、一般建築より緩やかな安全基準で足りるわけがないのである。
相手方が行っている絶対論的安全評価によって導かれる値は、確率論的安全評価（これは、不確実性を「二重に」評価せずに与えられる値である）の水準を満たさないおそれが高いのだから、両方の安全評価を行った上で、より高い水準の耐震設計を行うことは、原発における安全設計の基本中の基本である。
エ もっとも、パラメータを「不確かさを考慮して」設定するにあたり、具体的な根拠がなくても一定割合を保守的に設定するのであれば（例えば、具体的な根拠がなくても震源断層面積を１.５倍する等）、偶然的不確かさをもカバーできる可能性はあるかもしれない。しかし、被告がしている「不確かさを考慮した設定」とは、いずれも、科学的に決着のついていない（すなわち「不確かな」）問題について、保守的に設定したというものに過ぎない。この場合、（保守的に）設定した内容が真値である可能性がある。それ以外のパラメータ（アスペリティの位置、応力降下量、破壊開始点の設定等）について、これらを保守的に設定しても、これらのパラメータの真値が分からないから、結論としての地震動評価がどの程度保守的なのか分からない。このようなパラメータの「不確かさ」の考慮によっては「偶然的不確かさ」をカバーできないことは自明の理である。
オ 入倉・三宅式のデータセット（相手方主張書面にも記載）をみれば、同じ震源断層面積（㎢）であっても、地震モーメント（Mo）は、倍・半分- 12 -

の範囲でばらついていることが明らかにみて取れる。すなわち、地震モーメント（地震のエネルギー・規模）が、震源断層面積が同程度である地震群の平均的な地震モーメント値の倍程度に達する地震が現実に発生しているのである。強震動地震学は、特定の活断層が活動したときに生じる強震
動を事前に適切に予測して被害の軽減につなげようとする学問であるから、適切な予測のためには、現実に発生した地震の諸元を具体的に明らかにし、これによってもたらされた地震動が再現できなければならない。
現実に発生した地震の地震モーメントが震源断層の面積が同規模の地震の平均的な地震モーメントと乖離している場合、「個々のパラメータ間の相関に着目して導かれた経験式によって地震規模を算出するとした科学的根拠との間で齟齬を生じる」のであれば、それは、科学的根拠とされているもの（すなわちレシピの手法）の問題であって、現実の地震データを代入するなという判断は筋違いである。
⑶ 上記(5)について
以上のように、旧基準地震動ガイドは、地震動評価の局面で不確かさの考慮を求めるのとは別に、震源特性パラメータの設定の局面においてばらつきの考慮を求めていたのであって、このばらつきを考慮しないで行なわれた相手方による基準地震動の算定は、旧基準地震動ガイドに抵触する。
また、慎重に基準地震動を策定すべき原子力発電所においては、地震動評
価の局面における不確かさの考慮とは別に、震源特性パラメータの設定の局面におけるばらつきの考慮がなされるべきであるから、その考慮の求めを削除した改正後の基準地震動ガイド（甲第５８号証）は、不合理であるというべきである。
よって、原決定は、この点においても、取消を免れない。

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第３ 劣化管理の困難性について（原決定 第６の５）
１ 原決定の判示
原決定は、劣化管理について、「経年劣化事象ごとに経年劣化を保守的に想定した上で、代表機器の耐震重要度に応じた耐震安全性評価を行い」（５９頁）と判示した。
２ 原決定の誤り
しかし、原決定の上記判示には、以下のような問題がある。
⑴ 目視点検以外の方法は、不完全であること（超音波探傷試験（UT 試験）の信頼性には疑義があること）
ア 大飯原発３号機の事例
相手方の UT についてはその信頼性に関わる事例もある。大飯 3 号機の2020 年の定検中に、現地 UT で加圧器スプレイラインのステンレス鋼管
溶接部に亀裂が検出されたが、原子力規制庁の公開検討会で報告された亀裂の位置、大きさや形状は一転二転した。

図表３－８ 超音波探傷（UT）と染色浸透探傷による亀裂位置、形状の違い

即ち、当初の現地検査から報告された亀裂の位置、形状は図表３－８(a)のようであるとされていた。相手方は配管強度に問題は無いとして、- 14 -

そのまま運転しようとしたが、規制庁側から亀裂部を含む短管を切り出して、亀裂の実態を調べるよう指示された。それで切り出した短管を、現地より条件の良い研究室でフェイズドアレイという新しく精度の良い UT を実施したところ、図表３－８(b)のように溶接金属を横切って反対側に進展している形状が報告された。これは通常考えられないもので、規制庁はさらに短管を細断して詳しく調査することを要求した。そこで亀裂部の断面で染色浸透探傷（赤い浸透液を亀裂に浸み込ませ、そのにじみ出しによって亀裂形状を調べる方法）を実施した結果、図表３－８(c)の通り亀裂
は溶接金属の片側で、しかも溶接金属の直近部で発生・進展していた。つ
まり実際の亀裂は現地での UT 結果とも、研究室でのフェイズドアレイ法
による UT 結果とも違っていた。
UT は資格認定を受けた検査員によってのみ実施されるが、それでもこのように出鱈目な結果が報告されている。したがって、UT の結果は現地での検査対象の位置や周辺状況、さらには個人の技量によっても大きく左右され得る。特に圧力容器内面近傍では、胴溶接部やクラッド境界からの強い反射エコーも混じるため、検査結果の判定にはかなりの困難を伴うと考えられる。
以上の諸要因を勘案すると、関西電力が UT の検出限界 5mm 以下と言うのは、にわかには信じがたい。
上記の大飯原発３号機の定期検査中に発生した事例では、相手方は、当初の現地検査から報告された亀裂の位置、形状は、配管強度に問題は無い
として、そのまま運転しようとした。しかし、規制庁側から亀裂部を含む
短管を切り出して、亀裂の実態を調べるよう指示された。それで切り出した短管を、現地より条件の良い研究室でフェイズドアレイという新しく精
度の良い超音波探傷試験を実施したところ、上記図表３－８(b)のように溶接金属を横切って反対側に進展している形状が報告された。これは通常- 15 -

考えられないもので、規制庁はさらに短管を細断して詳しく調査することを要求した。そこで亀裂部の断面で染色浸透探傷（赤い浸透液を亀裂に浸み込ませ、そのにじみ出しによって亀裂形状を調べる方法）を実施した結果、上記図表３－８(c)の通り亀裂は溶接金属の片側で、しかも溶接金属の直近部で発生・進展していた。つまり実際の亀裂は現地での超音波探傷試験結果とも、研究室でのフェイズドアレイ法による超音波探傷試験の結果とも違っていた。
超音波探傷試験は資格認定を受けた検査員によってのみ実施されるが、それでもこのように出鱈目な結果が報告されている。したがって、超音波探傷試験の結果は現地での検査対象の位置や周辺状況、さらには個人の技量によっても大きく左右され得る。特に圧力容器内面近傍では、胴溶接部やクラッド境界からの強い反射エコーも混じるため、検査結果の判定にはかなりの困難を伴うと考えられるのである（以上、甲第１１１
号証 １１～１３頁）。
イ 東京電力のひび割れ隠し事件
東京電力のひび割れ隠し事件（原審債権者準備書面１１）では、超音波探傷試験の結果がひび割れを過小評価していた（実際には１２ｍｍの深さに達していたものが超音波探傷試験では２ｍｍとしていたり、深さ７ｍｍのひび割れを全く検出できなかったケースもみられた）ことを発
端に、東京電力が１０年以上にわたって、福島第一・第二・柏崎刈羽原
発で２９件の虚偽報告が行われていたことなどが明るみとなり、この不祥事により、当時東京電力の全１７基の原発はすべて運転が止まり、トップの会長、相談役２名、社長・副社長、計５名が責任を取って辞任したという重大事件であった。
この東京電力のひび割れ隠し事件は、２００２年８月に発覚した事件- 16 -

ではあるが、超音波探傷試験の信頼性はそれほど変わっていない。
ウ 小括検査の信頼性は、長期間運転を継続した老朽原発の安全性確保には、不可欠の要素である。亀裂や配管の減肉等の見落としは、死傷者を伴う
重大事故に発展してきたことは過去の事故事例（例えば、相手方の美浜
原発の２００４年の死傷者を伴う配管減肉事故からも明らかである。
このような安全性に大きく影響する主張に対して、「点検することが可能である」と判示するだけで、抽象的な検討すらしないどころか、全く検討していないのであって、裁判所としての責任の放棄に等しい。
このような裁判所の姿勢は、事業者から主張反論を鵜呑みにするようなもので、原子力規制委員会の審査で適合と確認されれば「安全」である、とのお墨付きを与えるようなものである。このような裁判所の姿勢では、第二の福島原発事故を防ぐことはできないと言わざるを得ない。
⑵ 経年劣化事象の見落とし等は避けられないこと
劣化管理評価について、代表機器を選定し、それに対して、安全性に影響する可能性がある経年劣化事象を抽出し、実施されていることの問題としては、評価対象機器・構造物の選定漏れや、経年劣化事象の見落とし等が生じかねず不十分である。
ア グループ化、代表機器を選定することの問題
原発は多種多様な機器、構造物が複雑に構成されたものであり、その量も膨大である。また、各原発は、個別性が大きく（プラント毎に設計が異なる）、自動車や鉄道などの同一構造の大量生産される技術とは根本的に異なり統計的な劣化管理に向かないものである。これに加え、これまで４０年を超えるような長期運転の実績はほとんどないことから、老朽化した原発にどのような技術的問題が発生するのか、劣化対策とし- 17 -

てどのような問題が発生するのかについての蓄積はなく、予測も困難である。
原発における劣化管理には、このような本質的な問題があることか
ら、新規制基準において経年劣化事象を抽出することには限界があり、現時点で高経年化対策として十分であるということは到底いえないのである。
仮に、新規制基準が高経年化対策として十分であるとか、新規制基準
以上に高経年化対策をする必要はない、というのであれば、それは技術・知識の限界から目を背けた、原発における新たな安全神話を生み出すものに他ならない。
実際、新規制基準では、相手方も主張するように、経年劣化を考慮した評価においては、安全性に影響する可能性がある経年劣化事象を抽出し、評価対象機器・構造物を選定して行われているに過ぎない。
しかし、長期運転の実績がないため十分な事例集積（統計データ）があるとはいえず、また、様々な機器・構造物の複合体であり、かつ、検査・評価対象箇所が膨大であることから、経年劣化事象の見落としや評
価対象機器・構造物の選定漏れがないとはおよそ考え難い。そして、検査や評価での見落としは、重大事故につながる危険性を常にはらんでおり、過去に発生した配管減肉事故や耐震性の劣化という重大事象につながることになるのである。
イ 影響する可能性がある経年劣化事象を抽出は困難であること
原決定は、「経年劣化事象ごとに経年劣化を保守的に想定した上で」評価をしていることをもって劣化管理に問題はなく、相手方が行っている点検には合理性があり、原子力規制委員会の判断は合理的であると判断した。

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しかし、多種多様な機器・構造物で構成され、個別性が強く、長期運転の実績もない原発の経年劣化事象を想定することは、事実上困難である。また、それ故に「保守的に」評価することもおよそ困難であると言わざるを得ない。
本件の申立以降も、令和５年１月３０日に発生した債務者の高浜原発
４号機の原子炉が自動停止したトラブル（事象）が挙げられる。
この原子炉自動停止トラブルは、はんだ付け部の接触不良が原因となり制御棒が落下したものであった。
上記のトラブルでは、制御棒駆動装置につながる電気ケーブルの一部
で、はんだ付け部分に剥離が生じていたが、原子力規制庁によれば、ケーブルを布設している原子炉格納容器貫通部内側の端子箱では、コイル
行きのケーブルの余長が他の原子炉格納容器貫通部のケーブルよりも長く、狭隘な端子箱の内部であることもあり、貫通部を出た直後のケーブ
ル上にコイル行きケーブルが覆いかぶさった状態で施工されていた。それにより、ケーブル本体の自重に加え、ケーブルが覆いかぶさったことによる荷重が重畳し、通常設計として想定していない引張力が作用した可能性が指摘されている。
相手方及び原子力規制庁によれば、上記の事象は、「施工時の余長ケ．．．
ーブルが覆いかぶさった状態が継続し、ケーブル接合部に設計上想定し．．．．．．．．
ていない引張力が作用し続けた結果、発生した事象であり、施工内容に起因したもので、施工時に荷重がかからないように設置すれば発生しない事象であることから、経年劣化事象には該当しない」とのことである。
しかし、設計で想定されていなかった荷重が長年かかり続けたことにより徐々にはんだ付け部分が劣化し剥離に至ったというのであれば、それは典型的な経年劣化事象というべきである。
- 19 -

これを経年劣化ではなく、単なる施工上の不具合としてしまうことは、劣化管理としてはまさに「見落とし」というべきである。安全性を第一に考えているとは到底思われず、その姿勢にも疑問を感じざるを得ない。
ウ 新規制基準では想定されていない事象が明らかになったこと
この高浜４号機の事例は、「施工上の不具合」と「経年劣化」が組み合わさった経年劣化事象であるといえる。しかし、新規制基準では、このような事象は、経年劣化事象として抽出されておらず見落とされている。この事例は、原発が個別性の大きい技術であることから、過去の知
識や経験を反映しにくい設計が各所にされていることを示すものであり、また、ケーブルの敷設方法ないし配置構造が接合部のはんだ付け部
分に予期せぬ負荷をもたらしたという複雑構造に起因したものであることがわかる。
このような長期運転を経ることにより発生する様々なトラブルや事象
は、発覚後に設計・建設される原発には生かすことができる。しかし、老朽原発である本件原発は、基本設計は５０年以上前の技術レベルであり、当時の知見に基づく設計しか反映されていないのである。当然ながら、現在設計される原発では当たり前のように取り入れられている設計や技術について、老朽原発では採用されていないものは多々存在するはずである。今後、上記の高浜４号機でのトラブルのような「施工の不良」＋「経年劣化」という組み合わせの経年劣化事象や、「設計の不良」＋「経年劣化」という複数の要因を組み合わせた経年劣化事象など、当初想定された４０年程度の運転期間では顕在化しなかった不具合
や、定期的な検査では点検対象とはされていない施工単体や設計単体のちょっとした不具合が、長期間の運転を経ることで看過できない問題と- 20 -

して顕在化する可能性が高いのである。これはまさに老朽原発であることの危険であるといえる。
新規制基準では上述のような組み合わせによる事象は、経年劣化事象
としては抽出されておらず見落しがある。これはそうされていない経年劣化事象の一例にすぎない。
したがって、本件発電所のような運転開始から４０年を経過するような原発について、新規制基準が定める高経年化対策や運転期間延長認可がされていることをもって安全性が確保されているとはいえない。

第４ 第５層が不十分又は欠落がある場合は人格権侵害の具体的危険があること
１ 原決定の判示
原決定は、「深層防護の考え方は、事前の計画としては、各防護レベルの十分な対策を前提にして、あえてその効果が十分でなかった場合に備えて対策を多層にするというものであり（乙１５８[本文４頁]参照）、人格権侵害による被害が生ずる具体的危険が存在するか否かにおいて、第１から第４までの各防護レベルの存在を捨象して無条件に放射性物質の異常放出が生ずるとの前提を置くことは相当でなく、放射性物質の異常放出が生ずるとの疎明を欠くにもかかわらず、第５の防護レベル（避難計画）に不備があれば直ちに地域住民に放射線被害が及ぶ具体的危険があると認めることはできない。
」（７６－７７頁）と判示した。
２ 原決定の誤りー深層防護の考え方を理解していない
原決定の上記判示の趣旨は、「事前の計画として」「あえて」対策を多層とするという記載があることから、第１から第４の防護階層があれば原発の安全性確保には足りており、第５の防護階層は補完的に備えるものであって、第５の防護階層の不備、欠落だけでは人格権侵害の具体的危険の存否にはつな- 21 -

がらないとの点にあると解される。
しかし、上記判示は、以下に述べるとおり誤っている。
⑴ 原決定の「参照」は一部の切取り
ア 原決定の「参照」箇所
原決定が「参照」と挙げている「乙１５８・４頁」には、「⑴ 各防護レベルの信頼性」の項目で、「それぞれのレベルで最善を尽くすことで、初めて全体としての効果が期待されるものであって、他のレベルに依存して対策を考えるものではない。例えば、あるレベルの対策が十分になされているのだから次のレベルでは甘くても良いとか、逆に、次のレベルでの対策があるからこのレベルは甘くても良いといった考え方をとってはならない。また、他のレベルに依存して対策を考えるものではない。さらに、あるレベルの対策に欠陥があるから、次のレベルの対策が必要とされるのだというように理解すべきではない。各レベルの十分な対策を前提にして、あえてその効果が十分でなかった場合に備えて対策を多層にするという考え方である。現実に事故が起きた場合には、あるレベルの取組みが不十分であったことが事後に分析されるが、事前の計画としては、可能な限りの知見を駆使して対策をとっておくという考え方である。各防護レベルの防護策の信頼性を高めることは、高い安全性を実現するためには不可欠な取り組みである。
」と記載されている。
原決定は、上記記載のうち途中の一部を切り取って決定に反映させているものの、上記記載の最後の部分に「各防護レベルの防護策の信頼性を高めることは、高い安全性を実現するためには不可欠な取り組みである。
」とあるとおり、原発に求められる高い安全性を実現するためには、各防護レベルの信頼性を高めることが「不可欠」なのである。
つまり、第１から第４の防護階層に欠落又は不十分がなくとも、第５の- 22 -

防護階層に欠落又は不十分があれば、原発に求められる高い安全性は実現されていないのである。
イ 不確かさに対する備え
原決定の参照する乙１５８・４頁（「２．３ 防護レベルの設定の考え方」）の前提部分である、「２．１ 深層防護の概念」及び「２．２ 原子力安全のための深層防護」をみても、原決定が深層防護の考え方の理解を誤っていることが分かる。
（ア）すなわち、「２．１ 深層防護の概念」（乙１５８・２頁）には、・深層防護の考え方は、「安全に対する脅威から人を守ることを目的」としていること・「この概念を適用して高い安全性を確保するためには、信頼性が高く、かつ共倒れしない防護レベルを、脅威に対して幾重にも準備しておく必要がある」こと・「ある防護レベルがどんなに頑健であったとしても、単一の防護レベルに頼ってはならず、一つの防護レベルが万一機能し損なっても次の防護レベルが機能するようにしなければならない。
」
・「深層防護の概念は原子力に特有のものではないが、原子力の利用においては炉心に大量の放射性物質を内蔵している原子炉施設のように、人と環境に対して大きなリスク源が内在し、かつどのようにリスクが顕在化するかの不確かさも大きいという化学プラントや航空機などと同様の特徴があることから、不確かさに対処しつつ、リスクの顕在化を徹底的に防ぐために、深層防護の概念を適用することが有効と考えられている」ことが説明されている（乙１５８・２頁）。
つまり、原発は、事故を起こすと甚大な被害を招く上に、事故原因がど- 23 -

のように顕在化するかの不確かさ（すなわち、地震がいつどこでどの規模で発生するか等を予測できない。
）も大きいことから、不確かさに対処しつつ、リスクの顕在化を徹底的に防ぐために、深層防護の考え方が有効とされているのである。
（イ）「２．２ 原子力安全のための深層防護」（乙１５８・２頁乃至４頁）には、・「万一、大量の放射性物質が放出される事故が発生した場合には、広範
囲かつ長期間、人と環境に深刻な影響を及ぼすという特徴を持っている。特に、原子炉施設の場合は、福島第一原子力発電所事故のように、放射性物質が大量に放出されてしまうと、周辺住民の放射線影響を防ぐ
ための避難や居住制限などの施策によって、生活への影響が出るなど社会的な影響が大きい。このような原子力固有の特徴を踏まえて、放射性物質の放出を抑制し、放射線影響の顕在化を徹底的に防ぐため、原子力安全を確保する取り組みが必要である。
」こと（乙１５８・２頁）
・「原子力施設の場合、人と環境を防護するにあたって、放射線や放射性物質が制御されずに環境中に放出される原因にも、それらが人と環境に影響を与えるまでの種々の現象にも、人知が及ばない振る舞いが存在しうる。
」こと（乙１５８・３頁）
・「一つの対策では防げないという不確かさを考慮して、放射線リスクか
ら人と環境を護るための防護策全体の実効性（成功確率）を高めるために適用されるのが原子力安全のための深層防護の概念である。
」こと（乙１５８・３頁）
・「「深層防護の考え方」は、不確かさに対する備えであり、原子力安全を確保する上で、想定外は存在するということを考慮して事前に対策しておくために不可欠な考え方」であること（乙１５８・４頁）
等と記載されている。
- 24 -

ここでも、原発事故の被害の甚大性と、原発事故原因の不確実性を踏まえて、深層防護の考え方によって、不確実性に備えることで原発事故を防ぐ、つまり原発の安全性を確保することとされている。
ウ 小括（ア）以上のとおり、深層防護の考え方は、原発事故の被害の甚大性と原発
事故原因の不確実性を踏まえて、深層防護の考え方によって、不確実性に備えることで原発事故を防ぐ、つまり原発の安全性を確保するための方策である。
（イ）そして、深層防護は、第１から第５の防護階層から成り、各防護階層は独立して有効に機能することが求められる（乙１５８・５頁）。すなわ
ち、「深層防護」は、ある防護レベルの安全対策を講ずるにあたって、＜その前に存在する防護レベルの対策を前提とせず（前段否定）、また、その後に存在する防護レベルの対策にも期待しない（後段否定）＞、そうい
う安全対策をそれぞれの防護レベルにおいて実践することを求めているのである。
このことは裏を返せば、「深層防護」の下では、ある防護レベルの安全対策を講ずるにあたって、＜前の防護レベルがしっかりしているはずだか
ら多少手を抜いてもよい（前段否定の不徹底）＞とか＜後の防護レベルが控えているからその対策が破られてもよい（後段否定の不徹底）＞という考え方は許されないということを意味している。
（ウ）そのため、第１から第５の防護階層が不十分又は欠落している場合には、原発の安全性が確保されているとはいえない。
⑵ 第５の防護階層は過去の原発事故の経験を経て不可欠に深層防護の第５の防護階層は、過去の原発事故の経験を経て、国際的にも国内的にも、原発の安全性確保のために不可欠とされた。
- 25 -

ア チェルノブイリ原発事故後に５層の深層防護へ（ア）１９８６年に発生したチェルノブイリ原発事故では、チェルノブイリ原
子力発電所の４号炉で、タービン発電機の慣性回転でどれだけの電力が得られるかを実験していたところ、原子炉の暴走が起き易いという設計上の欠陥と操作ミスが重なったため、実験中に原子炉の出力が急上昇して暴走し、爆発して原子炉建屋を吹き飛ばした。死者は１９８７年７月末で３１
人、半径３０ｋｍの住民１３万５０００人が避難した。世界中に放射能をまき散らし、牛乳、肉、野菜などを汚染した。原子炉閉鎖作業を行なった作業者や避難した住民の中には、放射能障害や死亡が多数発生している。
応急処置として、４月２８日から５月２日までの間に、ボロン化合物、鉛、粘土と砂など計５０００トンを原子炉建屋に投下して、覆った。この
原子炉閉鎖作業には３０万人が動員された。しかし既に大量の放射能がまき散らされ、とくに原発の北方３００ｋｍにわたる地域が放射能汚染された。原発から半径３０ｋｍの区域は今でも居住禁止となっている。閉鎖作
業を行なった作業員や避難した住民の中には白血病など多数の放射能障害が生まれ、病気を苦にした自殺者も多くでている。遺伝的障害も出ているが、その実態は明らかにされていない。
（イ） １９９６年、ＩＡＥＡのＩＮＳＡＧ－１０ではシビアアクシデント（ＳＡ）対応強化のため、従前の３層の深層防護から、５層の深層防護へと改訂され、以降１９９９年のＩＮＳＡＧ－１２、２０００年の安全基準
ＮＳ―Ｒ－１においても一貫して繰り返し第５層までの考え方、対策の必要性が示されている（甲５１・国会事故調報告書１２２頁）。
以上のとおり、国際的には、１９９０年代には、第１から第５の防護階層による深層防護の考え方が確立した。
しかし、日本は、福島第一原発事故以前は国際的に確立した深層防護の考え方を取り入れておらず、随分遅れていた。
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イ 福島第一原発事故前の日本の原子力防災
福島第一原発事故前の日本の原子力防災に関する枠組みは、アメリカのス
リーマイル島原発事故の教訓などを踏まえて、各種防災計画や安全委員会の指針類を中心に整備されてきた。さらに１９９９年９月３０日の株式会
社ジェー・シー・オーのウラン加工工場における臨界事故（ＪＣＯ事故）を契機として、同年１２月に原子力災害対策特別措置法が制定され、それに基づいた各種防災計画、防災指針の整備が行われ、現在の枠組みが形づくられた（甲５１・国会事故調報告書３９１頁）。
「原子力施設等の防災対策について」（以下「当時の指針」という。
）は、
国、自治体、原子力事業者等が原子力防災に関する計画を策定する際や、緊急時における防護対策を実地する際の指針として、原子力災害対策特別措置法とともに、原子力緊急事態における住民の防護対策の中心に位置づけられていた（甲５１・３６８頁）。
当時の指針は、スリーマイル島原発事故を踏まえて、１９８０年に策定されたものである。その後も、ＪＣＯ事故や国際動向を踏まえた改訂は行われてきたが、日本ではチェルノブイリ原発事故のような事態は考え難いとして、抜本的な見直しはされなかった。
当時の指針の内容は、現在の原子力災害対策指針におけるＰＡＺに相当する概念はなく、ＵＰＺとほぼ同様の目的のために、ＥＰＺが設定されている。ＥＰＺは、防災対策を重点的に充実すべき地域の範囲であり、原発から約８～１０ｋｍが目安である。
（甲５１・３９４－３９５頁）
２００６年になって、原子力安全委員会は、国際基準となっている防護措
置実施の考え方を取り入れるべく、当時の指針の見直しについての検討を始めた（甲５１・３９５頁）。
しかし、保安院の反発にあい、十分な改訂を行うことができなかった。保
安院は、２００６年４月から６月にかけて意見書を提出するなどして、安- 27 -

全委員会に対し幾度となく当時の指針の見直しの検討凍結を求めた。
（甲５
１・３９５頁）
保安院は、次の３点を理由に見直しに反対していた（甲５１・３９５－３９６頁）。
①２００６年３月までに原子力災害対策特別措置法の施行状況を検討して原子力災害対策特別措置法そのものの改正は必要な意図の意見を取りまとめたにもかかわらず、その直後に、（保安院の認識としては）十分な相談な
く原子力安全委員会が防災指針見直しの検討を始めたことに対する不満、②ＰＡＺは無条件に即時避難しなければならない区域であるという誤解を住民に与える可能性があるなど、従来の説明の変更に伴う住民の不安の増大や混乱を避ける必要性、③プルサーマル導入計画における地域住民への説明への影響、である。
しかし、上記①の保安院の不満は、保安院の総意ではなかった。一部審議官からは現行の防災体制は国際的水準からかけ離れており不備があるとして、当時の指針の見直しを行うべきと言う意見が出ていた。
（甲５１・３９６頁）
上記②については、保安院が、ＰＡＺ等の導入によって住民の不安を増大したり、混乱を招いたりするものかどうかについて具体的に検討した形跡はみられない。
（甲５１・３９６頁）
上記③については、本来、保安院は原子力推進から独立した立場であるにもかかわらず、原子力推進の立場に配慮していることを表している。
（甲５
１・３９６頁）
上記①乃至③の保安院の考え方の根底には、原子力防災においては、実際に防護措置を講じなければならないほどの放射性物質が放出される事故は想定する必要がないとの考えがあった。その理由は、日本においては、安- 28 -

全審査及び運転管理等の原子力安全規制は厳格に行われているというものであった。
（甲５１・３９６頁）
しかし、日本の原発の設置許可は、施設の基本設計に対して与えるものであり、それによって原子力防災体制の整備を含めた安全性が確認されるわ
けではない。
（甲５１・３９６頁）
規制当局は、国が全ての安全性を確認しているわけではないことを自覚し、住民防護の実現を目指すべきであった。
（甲５１・３９６頁）
その後、当時の指針の見直しは、２０１０年、原子力安全委員会が、原子力施設等防災専門部会で検討を進めようとしたが、その矢先に福島第一原
発事故が発生した。
（甲５１・３９８頁）
ウ 福島第一原発事故後の国内（ア）福島第一原発事故を受けて、原子力安全委員会は、原子力施設等防災専
門部会に宛てて、２０１１年６月１６日付で「「原子力施設等の防災対策について」の検討について（指示）」を出し、当時の指針及び関連の指針類に反映させるべき事項を検討するよう指示した。
同専門部会は、指示を受けて、防災指針検討ワーキンググループを設置
し、当時の指針及び関連の指針類に反映させるべき事項、その他重要と認められる事項を検討した。
同ワーキンググループは、２０１１年７月２７日に第１回会合を開き、同年１１月１日付で「原子力発電所に係る防災対策を重点的に充実すべき地
域に関する考え方」（甲１９８）を取りまとめた。
同考え方は、「発生確率が小さくても発生した場合には損害が極めて大き
い大量の放射性物質の放出を伴う原子力緊急事態において、周辺住民の健康・財産等を防護するため、危機管理の観点から緊急時において迅速で効
果的な防護措置が講じられるよう実効性のある避難計画を策定する必要が- 29 -

ある。
」（甲１９８・１頁）とされている。
つまり、福島第一原発事故後の国内では、国際的に確立した知見である、深層防護の考え方を取り入れて、第５の防護階層である避難計画を備えることで（実効性のある避難計画）、原発の安全性（人々を被曝から守る）を確保することとなっている。
（イ）その後、さらに同ワーキンググループは検討を進め、２０１２年３月２２日付で「「原子力施設等の防災対策について」の見直しに関する考え方について中間とりまとめ」（甲１９９）を、原子力安全委員会へ提出した。
同中間とりまとめでは、「東京電力福島第一原子力発電所の事故から学ぶべき教訓のひとつは、過去の原子力あるいは放射線の緊急事態と同様、“過酷事故は起こり得ない”として、その備えが十分でなかった点である。
」「旧ソ連のチェルノブイリ原子力発電所事故のような事態は考えがたいとして、敷地外で実質的に防護措置が必要となるような過酷事故の事態を想定してこなかった。
」等の反省を踏まえて（甲１９９・１頁）、防災対策を重点的に充実すべき地域として、ＰＡＺを原発から概ね５ｋｍとし、ＵＰＺを原発から概ね３０ｋｍとするとされている（甲１９９・２１頁）。
なお、２０１２年９月１９日、福島第一原発事故を受けた組織体制の改編によって原子力安全委員会は廃止され、原子力規制委員会が設置された。
（ウ）原子力規制委員会は、２０１２年１０月３１日、上記中間とりまと
め、国会、政府、民間の各事故調査委員会による各報告書の中において指摘された多くの問題点（住民等の視点を踏まえた対応の欠如、複合災害や過酷事象への対策を含む教育・訓練の不足、緊急時の情報提供体制の不備、避難計画や資機材等の事前準備の不足、各種対策の意思決定の不明確さ等）を踏まえて、原子力災害対策指針を制定した。
原子力災害対策指針は、前文に「国民の生命及び身体の安全を確保することが最も重要である」として「住民の視点に立った防災計画を策定する- 30 -

こと。
」と規定する。そして、上記中間とりまとめのとおり、防災対策を重点的に充実すべき地域として、ＰＡＺを原発から概ね５ｋｍとし、ＵＰＺを原発から概ね３０ｋｍとする等とされている。
⑶ 小括
以上のとおり、深層防護の第５の防護階層は、過去の原発事故の経験を経て、国際的にも国内的にも、原発の安全性確保のために不可欠とされている。
つまり、福島第一原発事故等の過去の原発事故を踏まえると、第１から第４の防護階層では不十分であり、福島第一原発第５の防護階層である避難計画を備えることが不可欠であるとされたのである。
したがって、第１から第５の防護階層が不十分又は欠落している場合には、原発の安全性が確保されているとはいえない。
第５の防護階層が不十分又は欠落している場合、原発の安全性が確保されているとはいえず、抗告人らの人格権侵害の具体的危険が認められる。
よって、原決定の上記判示部分（「人格権侵害による被害が生ずる具体的危険が存在するか否かにおいて、第１から第４までの各防護レベルの存在を捨象して無条件に放射性物質の異常放出が生ずるとの前提を置くことは相当でなく」）は、第１から第４の防護階層が存在すれば第５の防護階層については検討しないと判示している点で、各防護階層が独立して有効に機能することによって原発の安全性を確保するという、深層防護の考え方の理解を誤っている。

３ 原決定の誤りー放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことの主張疎明を求める原決定の不当性- 31 -

⑴原決定の判示
原決定は、「人格権侵害による被害が生ずる具体的危険が存在するか否かにおいて、第１から第４までの各防護レベルの存在を捨象して無条件に放射性物質の異常放出が生ずるとの前提を置くことは相当でなく、放射性物
質の異常放出が生ずるとの疎明を欠くにもかかわらず、第５の防護レベル（避難計画）に不備があれば直ちに地域住民に放射線被害が及ぶ具体的危険があると認めることはできない。
」と判示する（７６－７７頁）。
⑵ 原発事故原因は予測できない
上記判示によると、原発の運転差止仮処分を求める住民側は、原発から放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことを主張疎明しなければならなくなる。
しかし、原発事故の要因は、原子炉施設の設計、施工の瑕疵、戦争やテロ
リズムその他の人的要因、地震、津波、火山噴火その他の自然現象など様々なものが考えられるところ、このうち自然現象に限ってみても、我が国では防災対策等として自然現象に対する予測についての研究が行われているものの、福島第一原発事故の例を見れば明らかなように、最新の科学的知見によっても、本件原子炉運転期間内において、いついかなる自然災
害がどのような規模で発生するかを確実に予測することはできないとされている。人や集団の意思又は不合理な行動に起因する人的要因に至っては
猶更予測が困難である。
そのため、発電用原子炉施設から放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことを住民側が主張疎明しなければならないとすれば、予測できないことを主張疎明しろということであるから、それはもはや原発運転差止請求自体を否定することに等しい。

- 32 -

⑶ 東北地方太平洋沖地震等の予測もできていなかった
東北地方太平洋沖地震発生の直前である２０１１（平成２３）年１月１日の時点で、今後３０年以内に震度６強の地震が発生する確率は、福島第一原発において０．０％とされていた（図表１）。

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図表１ 各原発において３０年以内に震度６強以上の地震が発生する確率

また、１９９５（平成７）年１月１７日に発生した兵庫県南部地震（阪神- 34 -

淡路大震災を引き起こした地震）についても、前日（１月１６日）における３０年地震（震度６弱以上）の発生確率は、０．０３～８％とされている。
原決定の上記判示に立つと、これらの地震の危険を訴訟・仮処分においていくら指摘しても、差止めは認められないことになる。
⑷ 福島第一原発事故を二度と起こさない
しかし、そもそも福島第一原発事故を経験し、そのような深刻な事故を二度と起こさないことを教訓とする日本において、仮に、東北地方太平洋沖地震が発生する前に福島第一原発の差止訴訟が提起されたとして、差止めが認められないような法解釈は絶対に採用できないことは言うまでもない。
また、放射性物質を多量に発生させることが不可避である本件原子炉の運転には、周辺住民を含む広範囲の人々の生命・身体等に対して甚大かつ不可逆的な被害を与える危険が本質的に内在している。そのような危険が本
質的に内在しているにもかかわらず、発電用原子炉運転中に事故が発生した場合における安全確保にあたっては、他の科学技術利用にはない特異な困難性（原発で発出されるエネルギーが膨大で、しかも直ちにその発生を停止することができないこと、
「止める」
「冷やす」
「閉じ込める」に成功し続けなければならないこと）
・不確実性（原発事故の原因となる自然現象等の予測は不可能）が内在してしまっている。
このような原発運転行為の特質を踏まえるならば、原決定の上記判示（原発から放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことを住民側が主張疎明しなければならないとする見解）は、人格権に基づく妨害予防請求の目的である生命・身体という重要法益の保護として、あまりにも狭きに失する。

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⑸ 福島第一原発事故の反省
加えて、２０１１（平成２３）年３月に発生した福島第一原発事故に係る
政府事故調査報告書が指摘するように、「これまで（注：福島第一原発事故
以前の）安全対策・防災対策の基礎にしてきたリスクの捉え方は、発生確率の大小を判断基準の中心に据えて、発生確率の小さいものについては、
安全対策の対象から外してきた。一般的な（注：発電用原子炉施設以外の）機械や建築物の設計の場合は、そういう捉え方でも一定の合理性があった。
しかし、東日本大震災が示したのは、“たとえ確率論的に発生確率が低いとされた事象であっても、一旦事故・災害が起こった時の被害の規模が極めて大きい場合には、しかるべき対策を立てることが必要である”というリス
ク認識の転換の重要性であった。
」のである（甲２００・４１２頁～４１３頁。下線は引用者による）。
そうである以上、原決定の上記判示のように原発から放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことの主張疎明が必要と解することは、「まさに発生確率の大小を判断基準の中心に据えて、発生確率の小さいものについては安全対策の対象から外〔す〕」考え方そのものであって、福島第一原発事故以前のリスクの捉え方に逆行するものであるから、同事故を経験した現在においてはおよそ妥当性を欠くものと批判されなければならないはずである。
⑹ 小括
以上のとおりであるから、原決定の上記判示は、少なくとも原子炉運転差止請求においては採用されるべきではない。
⑺ 水戸地裁判決
なお、以上の抗告人らの解釈については、水戸地判令和３年３月１８日・判時２５２４・２５２５号４０頁も「発電用原子炉施設は、人体に有害な- 36 -

多量の放射性物質を発生させることが不可避であり、自然災害等の事象により過酷事故が発生した場合には、広範囲の住民等の生命・身体を侵害す
る極めて重大かつ深刻な被害を生じさせるものであるところ、上記のとおり発電用原子炉施設の事故の原因となり得る事象は様々で、その発生の予測は不確実なものといわざるを得ないことに照らすと、事故の要因となる
自然災害等の事象の発生確率が高いことなど予測困難な事実を具体的危険があることの要件とすることは相当でない。」（甲５７・２５６頁。下線は引用者による）と明確に同旨の判示をしているところである。
４ 世論からも原決定に対する厳しい批判
中日新聞社の社説は、原決定が避難計画の争点に対して判断を示さなかったことに対して「まさか裁判所がこうも軽んじるとは驚きを禁じ得ない」と厳しく批判している（甲２０１）。以下引用する。
「（能登半島地震によって）現地で多数の建物倒壊や道路寸断が起きたことを受け、住民側は「地震による原発事故が起きた場合、屋内退避も避難もできず、被曝を強いられることになる」とあらためて書面を出して訴えた。
」「これに対し、地裁は、「原子力規制委員会において新規制基準への適合が認められ、その審査基準において不合理な点はない」と断じたが、そもそも規制委は、原子炉の状態が国の規制基準に適合しているかを審査するだけで「安全」を保証するものではない。
」「しかも福井地裁は「避難が必要になるような事態が起きる危険性は立証されておらず、避難計画の不備については判断するまでもない」と住民の訴えを一蹴した。
」「しかし「避難が必要になるような事態が起きない安全性が立証されている」という事実がない以上、判断を避ける理由にはなるまい。規制委の「適合」を根拠に、深刻な事故は起きないと決め付けているだけではないか。原
- 37 -

告側が上訴したのも当然だ。
」「国は原発から３０キロ圏の自治体に避難計画の策定を義務付けているが、規制委は避難計画を評価の対象外としており、避難計画に不備があるかを判断するのは、まさに司法の役割であろう。
」「避難計画は事故の際、住民を放射能被曝から守る「命綱」とも言うべきものだ。それを軽んじるような司法の姿勢には、強い違和感を覚える。
」
５ 結語
以上のとおり、原決定は、深層防護の考え方を理解しておらず、また放射性物質が異常放出されるような事故を引き起こす要因の発生確率が高いことの主張疎明を抗告人らに求めることで、実際上は予測できないことを主張疎明
しろということであるから、原発運転差止請求自体を否定してしまっている。
原決定が避難計画の争点について判断を示さなかったことに対して世論からも厳しい批判がなされている。
貴裁判所におかれては、住民らの生命、身体を被曝から守る最後の砦である
避難計画について、抗告人らの指摘に真摯に向き合い、避難計画には実効性がない旨の判断を示していただきたい。
以上- 38 -