平成２４年（行ウ）第１５号
東海第二原子力発電所運転差止等請求事件
原 告
大 石 光 伸外２２３名
被 告
日本原子力発電株式会社
２０２０年７月２日

最終準備書面（その６）補充書
水戸地方裁判所民事第２部合議アＡ係

御中原告ら訴訟代理人弁護士

第１河合

弘之外

後藤証人に関する被告の主張

被告は、その最終準備書面で後藤政志証人の見解に言及し、各施設の実構造及び使用環境ないし被告の耐震性に係る解析結果等を適切に踏まえた検討がなされていない、結論を導くに当たり本来検討されるはずの事項が何ら検討されていないなど、専門技術的知見を踏まえた具体的根拠が欠けている、と批判したうえで（被告最終準備書面１５０頁）、後藤証人の見解を前提とする原告らの主張は、原告らの人格権侵害をもたらすとする具体的機序を何ら明らかにするものではなく、理由がない、などと反論している（被告最終準備書面１８７頁、同３４４～３４５頁）。

第２後藤証言の重要性について

１ 後藤証人は、その経歴（甲Ｃ第７６号証の１、４頁、後藤尋問調書添付の後藤政志証人尋問用図面集⑴２頁）が示すとおり、広島大学工学部船舶工学科を卒業した１９７３年より海洋構造物の設計に従事した後、１９８９年に株式会社東芝に入社して原子炉格納容器の設計と耐性評価研究に十数年にわ1たって従事していた。しかも、後藤証人は、１９９６年に米国サンディア国立研究所でマークⅡ型鋼製格納容器加圧破壊試験に日米共同研究委員として関与し、また、１９９７年から１９９８年にかけて多度津工学試験所で鉄筋コンクリート製原子炉格納容器耐震実証実験等に委員として関与している。
格納容器は、事故時に放射性物質の拡散を防ぐ最後の砦であることからすると（甲Ｃ第７６号証の１、１３頁）、後藤証人は、原発の安全性に関わる問題につき、格納容器の設計実務経験を踏まえたうえで意見を述べることができる類稀な専門家というべきである。
２ この点につき、被告は、後藤証人は東芝において格納容器の設計業務に従事した経験があるにとどまり、圧力容器ないし圧力容器スタビライザについては、その設計を自ら行った経験すら欠くことを明らかにしている、などと主張している（被告最終準備書面１６１頁、同３０６頁）。しかしながら、これは明らかな暴論である。
圧力容器と格納容器のそれぞれの安全機能には密接な関連性があり、格納容器の設計担当者は、格納容器それ自体についてはもちろんのこと、圧力容器などそれ以外の安全施設についても十分な知見を有していなければ、格納容器の設計業務を全うすることができない。後藤証人は、格納容器だけでなく、原発の安全施設全般について豊富な専門技術的知見を有しているのであって、本訴訟ではその知見に基づいて意見書を作成するとともに証言を行なっている。したがって、後藤証人が述べるところは、本件原発の危険性の有無を判断するにあたり、特に重視すべき証拠にあたる。
３ なお、被告は、後藤証人につき、圧力容器スタビライザに関する基本的な構造の理解に欠けている（被告最終準備書面３０７頁）、あるいは、格納容器底部とフランジプレートの接合部の座屈の発生値 0.98 が許容応力状態ⅤＡＳにおけるものであることを見誤っている（被告最終準備書面３０９頁）、など
として、専門家証人としての適格性を否定する主張も行なっているが、これらは単なる言い掛かりの類にすぎず、検討するに値しない。

第３１

後藤証言の正当性について

はじめに
被告は、被告の行なった解析経過や本来検討されるはずの事項を後藤証人
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は検討していない、と批判している。しかし、本件原発の安全確保対策に関して被告が工事計画認可申請書や本訴訟の準備書面で述べるところは、安全側に作用する要因ばかりを取り上げる一方で、危険側に作用する要因をことごとく無視している。このため、後藤証人は、被告が解析評価を実施する際に用いた JEAG4601－1984 ならびに設計・建設規格 2007 などの評価式については、材料の降伏点（Sy）、引張強さ（Su）の考え方や安全率などの範囲
では妥当性を認めたうえで、危険側に作用する要因を考慮することなく本件原発の安全確保対策が有効である旨の結論を導き出そうとする被告の誤りを指摘したのである。
これに対して、被告は、後藤証人のかかる指摘について、具体的機序を述べるものではなく、抽象的な可能性にすぎない、と主張するようである。原
告らは、そのような被告主張が失当であることを、本訴訟の結審が間近に迫る関係上、圧力容器スタビライザの損傷可能性ならびに格納容器の座屈可能性に限定して、以下のとおり述べる。
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圧力容器スタビライザの損傷可能性について⑴ 応力の許容値について
ア．後藤証人は、JEAG4601－1984 ならびに設計・建設規格 2007 などの評価式で用いられている降伏点（Sy）や引張強さ（Su）は、引張試験片による実験値にすぎず、実構造物にそのまま適用すべきでないこと、及び、実構造物の材料にひずみ、応力集中部、溶接による構造的欠陥や脆化または軟化による材料の劣化などが内在していた場合、応力の許容値が低下し、付与した荷重が小さくても材料が降伏または破断に至る可能性があること、を指摘する（甲Ｃ第９６号証１０～１２頁、原告ら準備書面（９８）８頁）。以上はまさしく危険側に作用する要因である。
イ．この問題について、被告は、「評価式で用いられている降伏点（Sy）や引張強さ（Su）を実構造物にそのまま適用すべきでない」とした後藤証人及び原告らの基本的な考え方に対する意見を明確に示さないまま、本件原発に関しては、① 材料や製造上のばらつきについて設計・建設規格 2007 の示す Su の値よりもミルシートに示される Suの値が高い水準にあり、現実的耐力を評価するうえでは、ミルシートによる Su の値を用いることが適切である（被告最終準備書面１６４頁）。
② 解析精度のばらつきについて
圧力容器スタビライザを設置するための主な施工は、何ら技術的に複3雑な工程を要することなく、容易に行うことができる。
厳格な品質管理体制のもと、適切な施工がなされているかを確認しており、圧力容器スタビライザの施工不良を確認したこともない（以上、被告最終準備書面１６４頁）。
③ 材料の劣化について
圧力容器スタビライザは、通常運転時には窒素ガス雰囲気中にあり有意な腐食が発生する可能性が小さく今後も使用環境が変わらず、運転中には有意な荷重を受けないことから疲労が蓄積されるようなものでもない。
平成２３年６月以降原子炉に燃料は装荷されておらず、圧力容器スタビライザの位置する格納容器内を含め一様に常温環境下にあり、空調設備による環境整備もなされていることから、有意な腐食を生じさせるような雰囲気におよそない。
圧力容器スタビライザが高い耐震性を備え、原子炉の緊急停止がなされるような大きな地震動が観測された事例は東北太平洋沖地震に限られる状況のもとで、耐震性を低下させるような有意な疲労が生じる具体的機序が示されていない（以上、被告最終準備書面１６５～１６６頁）。などと反論している。
ウ．以上の被告の反論に対して、原告らは、① 材料や製造上のばらつきについて
ミルシート上の Su 値は材料の出荷時点で計測されたものにすぎず、ロッドの製造過程及び本件原発の長期間にわたる運転過程において、材料にひずみや劣化などが形成され、現時点での Su 値が大幅に低下している可能性が想定し得るのであって（原告ら準備書面（９８）１０頁）、少なくとも、ミルシート上の数値を絶対視することができないこと（なお、材料の劣化に関する問題は、以下③で述べる）。
② 解析精度のばらつきについて
圧力容器スタビライザが全１１種類、合計１８個の部材を溶接接合、ねじ接合、または接触という方法で組み合わせて製造された複雑な構造物であって、施工精度にばらつきが生じることが避けられないことを、後藤証人及び原告らが指摘しているにもかかわらず（甲Ｃ第１０８号証２頁、原告ら最終準備書面（その６）１９頁、２２～２３頁）、被告はそれに対する具体的な反論を示すことなく、相変わらず、「何ら技術的に複雑な工程を要することはなく、（施工を）容易に行うことができる」と言い続けていること。
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また、厳格な品質管理体制があり、圧力容器スタビライザの施工不良を確認したこともない、との被告主張についても、品質管理体制に関する具体的な事実関係が明らかにされておらず、抽象的な主張に留まっていること（被告の後藤証人に対する批判が被告にもそのまま当てはまることに留意されたい）。
③ 材料の劣化について
後藤証人及び原告らは、本件原発が稼働してから現在までの約４０年という長期間のうちに生じる劣化を指摘したのであって（甲Ｃ第１０８号証１０頁、原告ら最終準備書面（その６）２３～２４頁）、東北地方太平洋沖地震が発生するまでの間に繰り返し実施された定期点検で格納容器が何度も開放され、その際に結露の発生が免れなかったこと、すなわち、東北地方太平洋沖地震発生時点で既に材料の劣化が相当程度進んでいる可能性のあることについても述べているのであるが、被告はこの点に触れていないこと。
次に、東北地方太平洋沖地震発生後は一様に常温環境下にあり空調設備による環境整備がなされているという被告の反論についても、現実の劣化進行状況が客観的な数値で明らかにされていないことに照らすな
らば、②「解析精度のばらつき」と同じように、具体的な事実関係を明らかにすることなく、抽象的に述べているにすぎないと評価すべきこと。
さらには、地震を原因とする繰り返し荷重で疲労が蓄積している点についても、原告らは、東北地方太平洋沖地震の本震だけでなく、何度も繰り返し発生した前震と余震（そのなかには、本震に近似する規模の地震も存在する）も検討の対象にすべきと主張するのに対して、被告は本震のみを検討対象としている点で失当であること。
を主張するものである。
エ．すなわち、被告の反論は、後藤証人及び原告らが指摘した危険側に作用する要因を打ち消すものとは認められない。
被告は、後藤証人の指摘が、具体的機序を述べるものではなく、抽象的な可能性にすぎない、という。しかし、後藤証人は、その専門技術的知見に基づき、応力の許容値が低下する理由や経過を詳細かつ丁寧に説明しており、これが抽象的であるという批判は当たらない。何よりも、原告らが後藤証人の指摘を受けて、応力の許容値低下という危険側に作用する要因の存在を主張する以上、原発の民事差止訴訟では被告事業者が人格権侵害の具体的危険の不存在を立証すべきとする主張立証負担の公平分配の観点（原告ら最終準備書面（その２）６０～６６頁）に基づ
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き、被告は、①材料や製造上のばらつき、②解析精度のばらつき、③材料の劣化、を原因としては、本件原発の圧力スタビライザのロッドに作用する荷重から生じる応力の許容値が低下するものではないことを、具体的に立証しなくてはならない、というべきである。少なくとも、後藤証人の指摘が具体的機序を述べていないとか、抽象的な可能性にすぎないと言えば事足りるというものではない。そして、前述したとおり、被告の反論自体が抽象的な内容に留まっている現状に鑑みるならば、本件原発について、圧力スタビライザのロッドに作用する荷重から生じる応力の許容値が低下しており、小さな荷重であってもロッドが降伏または破断に至る具体的危険のあることが認定されなくてはならない。
⑵ 応力の発生値について
ア．後藤証人は、① 被告が解析評価の際に用いた JEAG4601－1984 ならびに設計・建設
規格 2007 が定める「耐震評価を行なうためのモデル」は、現実の正確な反映が困難である一次元の質点系モデルにすぎず、算出された応力値が過小評価となる可能性があること。
② 圧力容器スタビライザの部材間における荷重伝達形態が様々である
ため、８個ある圧力容器スタビライザのそれぞれの剛性にばらつきが生じ、地震力による荷重が一部の圧力容器スタビライザに集中する可能性があること。
③ シアラグに設けられた隙間が、製作精度や設置状況、稼働後の熱または地震動などの影響によって、それぞれの大きさに差異が生じることがあり、この場合、地震動がもたらす水平方向の荷重の伝達状況に偏りが生じ、一部の圧力容器スタビライザに荷重が集中する可能性があること、特に、想定以上の大きな地震動の到来によってシアラグが脱落した場合には、圧力容器スタビライザに付加される荷重が急増すること。
④ 応力の発生値の構成要素であるディスクスプリングの初期締付荷重については、長期間にわたる原発の稼働によってねじ部に緩みが生じることを回避するべくナットの増し締めが行われるため、応力値が増加するところ、被告は、初期締付加重を算定するにあたり、この増し締めを考慮していないこと。
によって、被告の算出した応力の発生値が増加することを指摘した（甲Ｃ第１０８号証１～５頁、原告ら最終準備書面（その６）１５～２１頁、同２９～３０頁）。以上の項目も危険側に作用する要因である。
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イ．この問題について、被告は、三次元構造物を一次元質点系モデルに置き換えることやナットの増し締めの可能性があるとの後藤証人の指摘は、施工に伴う一般的留意点ないし抽象的な可能性に留まり、被告の評価の合理性を覆す技術的根拠が示されているとは到底いえない（被告最終準備書面（その６）１６５頁）、と反論している。
また、剛性のばらつきが原因で地震力による荷重が一部の圧力容器スタビライザに集中するとの後藤証人の指摘に対しては、明確な反論部分がないが、前述したとおり、被告は、圧力容器スタビライザを設置するための主な施工に何ら技術的に複雑な工程を要することがない、と主張していることから（被告最終準備書面１６４頁）、この主張を根拠として、剛性にばらつきは生じない、と反論するものと解される。
さらに、シアラグの隙間の差異やシアラグ自体の脱落が原因で地震力による荷重が一部の圧力容器スタビライザに集中するとの後藤証人の指摘に対して、被告は、実機の構造では、シアラグ部において、施工と必要となる極僅かな隙間しか設けていないところ、後藤証人の挙げる円周方向の隙間について述べれば１ｍｍに満たない水準にあり（丙Ｄ第２４３号証）、荷重の伝達に不均一が生じるような構造ではなく、シアラグの脱落に関する懸念も、実機の構造では、シアラグ部の隙間に対してシアラグの挿入量は十分に大きく、地震時に外れるような構造ではない（被告最終準備書面１８７頁）、と反論している。
ウ．しかしながら、一次元質点系モデルやナットの増し締めの点につき、後藤証人は、被告が作成した図面（甲Ｃ第１０８号証１３～１６頁にて引用）を元に、具体的な数値を用いながら説明しているのであって（甲Ｃ第１０８号証１～５頁）、これをもって一般的留意点ないし抽象的な可能性に留まっているとはいえない。むしろ、後藤証人の説明内容を、具体的な根拠を示すことなく、「施工に伴う一般的留意点ないし抽象的な可能性に留まる」とだけ言って切り捨てようとする被告の主張こそ、抽象的であると批判されるべきである。
また、剛性のばらつきに関しては、圧力容器スタビライザが複雑な構造物であり、施工精度にばらつきの生じることが避けられないことは、⑴項ウ②で述べたとおりである。
さらに、シアラグの隙間や脱落に関して、被告は、丙Ｄ第２４３号証を用いて反論しているが、そもそも丙Ｄ第２４３号証は、被告が最終準備書面を提出するためにわざわざ作成した裁判用の図面であって（被告7の丙Ｄ証拠説明書（１５）によると、丙Ｄ第２４３号証の作成日は「令和２年６月」、作成者は「被告」とされている）、客観的なデータに裏付けられた内容であるとは直ちに認め難い。
後藤証人は、シアラグの健全性を確認することの重要性を指摘し、「シアラグの図面上の隙間の寸法と、全シアラグの隙間の実測寸法を調査し、併せてシアラグのかみ合いと荷重のアンバランスの程度および、それに伴う各部の強度確認が必要である」と述べている（甲Ｃ第９６号証３７～３８頁）。以上のデータが全て集積されていなければ、圧力容器スタビライザから原子炉建屋までの荷重伝達構造の実像を把握することができない。ひいては、地震力による荷重が一部の圧力容器スタビライザに集中する事態を事前に回避することもできなくなる。
丙Ｄ第２４３号証は、「上部シアラグ概略図（Ａ－Ａ矢視）」として、８個あるシアラグの１個のみを代表として説明するに留まっている。しかも、記載された隙間の数値が、設計図面上でのものか、実測寸法なのかも分からない。ましてや、他の７個のシアラグの隙間の状況は全く不明である。このような有様では、シアラグの健全性が確認されているとは到底認めることができない。
エ．よって、応力の許容値の場合と同じく、応力の発生値に関しても、被告の反論は、後藤証人及び原告らが指摘した危険側に作用する要因を打ち消すものとは認められない。そして、被告の反論が抽象的な内容に留まっていることや、客観的なデータに裏付けられていることが認められず、また、被告が解析評価に必要な全てのデータを明らかにしていないこと、などに照らすならば、本件原発について、圧力容器スタビライザのロッドに作用する荷重から生じる応力の発生値も増加しており、圧力容器スタビライザのロッドが損傷に至る具体的危険が益々高まっていることが認定されるべきである。
オ．なお、被告は、後藤証人が、設定基準地震動の２倍近い地震動が発生する可能性がある旨の証言を行なったこと（後藤尋問調書１１２～１１３頁）に関して、設計・建設規格 2012 で新たに採用された評価式に基づく許容値 587MPa を用いた場合、圧力容器スタビライザのロッドについて、許容値 587MPa と発生値 410 MPa との差分 177 MPa が求まるゆえに、地震力により生じる応力の発生値 163 MPa よりも大きな応力が生じてもなお耐震上の余裕が備わっていることが示され、その倍率は約 2.09倍（＝340／163）であり、後藤証人の述べる「設定基準地震動の２倍」
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を上回る、とも主張している（被告最終準備書面１６１頁）。
しかしながら、この被告の主張は、基準地震動を用いて算定した最大の発生値が 410 MPa であることを前提にしたものである。これに対して、後藤証人は、発生値が 410 MPa をはるかに超える可能性を指摘しているのであって（甲Ｃ第１０８号証５頁）、被告の主張は失当である。
ちなみに、後藤証人の述べる「設定基準地震動の２倍」は、上限値が２倍という趣旨ではなく、２倍程度という幅のある数字である。後藤証人は、野津証人作成の意見書（甲Ｄ第１９４号証）にあるとおり、「少なくとも２倍程度あるいはそれ以上の地震動が発生することがあり得る」と述べている（甲Ｃ第１０８号証１１頁）。被告は、後藤証人の見解によっても耐震上の余裕が 2.09 倍であり、設定基準地震動の２倍を上回るというが、2.09 倍と２倍は非常に近接した数字であって、そのことだけで耐震余裕をほとんど備えていない、というべきである。すなわち、基準地震動の２倍を少しでも超えた地震動が到来すれば、圧力容器スタビライザのロッドが損傷に至ることが避けられないのである。
⑶ 圧力容器と原子炉遮へい壁の間に介在物が存在する旨の被告主張について
ア．被告は、圧力容器スタビライザのロッドが地震動により機能維持できなくなるような応力状態に達する場合を想定したとしても、圧力容器が傾斜すれば直ちにスタビライザブラケットの台形状の部位がヨークに接触することになるなど、圧力容器が原子炉遮へい壁に接するなど大きく傾斜するような構造ではなく、後藤証人の見解は、圧力容器と原子炉遮へい壁との間に存在する介在物の存在を否定する立場であり、採用し得ない（被告最終準備書面１７６頁）といい、さらには、後藤証人は、自らの述べる圧力容器と原子炉遮へい壁との直接接触という機序を導くに当たり、当然検討されるべきはずの圧力容器と原子炉遮へい壁との間の介在物について、支持構造に照らした検討を行っていない（被告最終準備書面３０８頁）、などと主張している。
イ．しかしながら、そもそも圧力容器スタビライザは軸方向のみに荷重を受けるように設計されており、原子炉遮へい壁に垂直方向の荷重を伝達するようには設計されていない。したがって、圧力容器スタビライザが損傷して圧力容器が原子炉遮へい壁の垂直方向に倒れ掛かった場合、最初にスタビライザブラケットがヨークに接触するとしても、圧力容器スタビライザを構成するこれらの部材が総質量 1,200～1,500 トンにも及9

ぶ圧力容器本体を支えることは不可能である。後藤証人は、円筒胴の壁に対して直角方向に力をかけた場合、小さな力でも面外へ大きく変形してしまうことを指摘しており（甲Ｃ第７６号証の１、４３～４４頁、原告ら最終準備書面（その６）６～８頁）、圧力容器と原子炉遮へい壁との間に介在物が存在していたとしても、圧力容器の自重がこれら介在物を通して原子炉遮へい壁に伝達され、原子炉遮へい壁の破壊に至ることが十分に想定されるのである。
原告らがこのように危険側に作用する要因を主張する以上、被告は、介在物が存在することによって原子炉遮へい壁が破壊されることなく圧力容器を支えることのできる構造であることを立証しなくてはならない。
しかし、被告は、介在物が存在するというのみで、そのような立証を全く行なっていない。よって、圧力容器スタビライザが損傷した場合には、傾斜した圧力容器が原子炉遮へい壁を破壊して転倒へと至り、破局的な結果を招くことが優に認定されるべきである。
３ 格納容器の座屈可能性について⑴ 被告は、後藤証人の挙げる格納容器の座屈評価に係る発生値 0.98 は、許容応力状態ⅤＡＳにおいて座屈評価式により求めたものであって、そもそも許容応力状態ⅤＡＳにおいて想定するような事態が現実に発生する具体的可能性はおよそ考え難く、極限的な状況下での発生値をもって本件原発の耐震上の余裕と結び付けること自体無理がある、それにもかかわらず被告の想定した事象を上回る事象があるとするのであれば、正確に被告の想定する各事象を挙げて、自らの見解の技術的根拠を示すべきであるにもかかわらず、これを行なっていない（被告最終準備書面１８１頁）、と主張する。
また、被告は、許容応力状態ⅤＡＳにおける座屈評価について、後藤証人においても、「過酷事故という観点では、まれだというのは間違いございません」と証言しており（後藤尋問調書４６頁）、本件原発において重大事故等対策を考慮せず内部事象を起因とする場合の炉心の著しい損傷に至る確率は 6.1×10－5／炉年であって著しく低く、基準地震動の年超過確率も10－4～10－6 程度であるから、これらの頻度を組み合わせた想定をする以上、極限に匹敵する事象であることは明らかである（被告最終準備書面１８５頁）、とも主張している。
⑵ しかしながら、仮に頻度が低く極限的であるとしても、影響の大きい事
故シーケンスについては、これを検討して適切な事故対策を講じる必要のあることは当然である（原告ら最終準備書面（その１０）１３～２０頁）。
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格納容器が座屈した場合、格納容器は放射性物質の閉じ込め機能を喪失することに加えて、既に運転状態Ⅴであることから、原発プラントとしての機能は全てにわたって壊滅し、大量の放射性物質が外部に放出されること必至である（原告ら準備書面（９２）１２～１４頁）。
したがって、仮に許容応力状態ⅤＡＳにおける基準地震動の到来がまれであったとしても、格納容器の座屈評価の許容値 1.0 と発生値 0.98 が極めて近接している以上、座屈評価を精緻に実施し、座屈発生をもたらす要因の解析と具体的危険の有無を見極めるべきである。
この点につき、被告は、サプレッション・チェンバのプール水の水位がベントライン下端（底部から約 15.2ｍの位置）までの水位を想定して座屈評価を行なっているが、重大事故等対策の有効性評価においては、炉心冷却を継続的に行ないつつも、ベントラインに達することなく、有効性評価ガイド等の定める評価項目を満たすことができている、と主張し、ベントラインに達する、あるいはベントラインを超えるような異常な高さまでサプレッション・チェンバのプール水の水位を上昇させなくてはならないことがあり得る、とする原告らの主張を否定している（被告最終準備書面１８４頁）。
だが、既に炉心に著しい損傷が生じている重大事故または重大事故に至るおそれがある事故の発生を前提とする運転状態Ⅴの元では、実際に起きた福島第一原発事故がそうであったように、想定外の事態が立て続けに発生することが十分にあり得る。たとえ重大事故等対策の有効性評価ではサプレッション・チェンバのプール水の水位をベントラインまで上昇させる必要がないと判断されていたとしても、炉心の冷却を継続する必要に迫られ、ベントラインを超えた位置まで水位を上昇させておく事態の発生は、座屈評価を実施するにあたっても、当然に想定しなくてはならない。
原告らは、格納容器の座屈に関しても、以上のとおり危険側に作用する要因のあることを主張している。２項⑴エで述べた主張立証負担の公平分配の観点からは、原告らによる主張立証活動はこの程度で十分であって、被告がいうように、正確に被告の想定する各事象を挙げて、自らの見解の技術的根拠を示すべき必要はない。これに対して、被告は、運転状態Ⅴの場合には、いかなる事情があろうとも、サプレッション・チェンバのプール水の水位をベントラインまで上昇させることなく炉心の継続的な冷却が可能であることを立証しなくてはならない。そして、本訴訟において、被告がかかる立証に成功しているとは認められない。
また、被告の想定する基準地震動を超える地震動が到来した場合には、運転状態Ⅴにおいて格納容器が座屈する可能性がある。許容値 1.0 と発生
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値 0.98 の比率からすれば、想定する地震動をわずかに超える状態で危険が現実化することがあり得る。被告においても、想定する基準地震動を超える地震動が到来しないことを否定しない（被告作成の令和元年６月４日付「平成３１年４月２５日付原告ら準備書面（７１）の求釈明事項について」２頁）。そうであれば、被告は想定する基準地震動を超える地震動が到来した場合でも格納容器の健全性が維持されることについて主張立証を尽くすべきであるのに、これをしていない。
よって、本件原発の格納容器に座屈発生の具体的危険のあることが当然に認定されなくてはならない。
以上

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