【目次】

第１　はじめに
一審被告国は，一審被告国第２準備書面第３において，一審被告東電や土木学会が，平成１４年２月に決定論的手法として極めて安全寄りに策定された準波評価技術の公表後も，引き続き，それでもなお残る準波の想定に伴う不確かさの存在を前提に，更なる安全性向上のために確率論的津波ハザード解析手法の研究開発を行い，その中で科学的知見の成熟度の程度に応じた安全対策を行うべく「長期評価の見解」を取り入れてきたこと，一審被告国（保安院）が，「長期評価の見解」が公表された直後の平成１４年８月，一審被告東電からヒアリングを実施し，「長期評価の見解」をどのように取り扱うかについての説明を求めた上，一審被告東電に対し，取扱いを決定するに当たって専門家からの意見を聴取することを指示したこと，その後，一審被告東電において、上記指示を基に専門家の意見も踏まえて，これを決定論ではなく確率論において取り扱っていく方針であるとの報告を受けて了承するなど， 「長期評価の見解」について，受け手側の立場において理学的な成熟性の程度を踏まえた検討を経て取り扱っており，また，かかる対応が工学的に正当性を有する規制判断であったことを明らかにした。そこで，本準備書面では，本件の争点を判断するために必要な範囲で，決定論的安全評価と確率論的安全評価の意義や機能について簡潔に整理した上で（後記第２），一審被告国（特に規制行政庁である保安院）が保安院発足当初から決定論的手法に基づく規制活動を行う一方で，より一層の科学的・合理的な安全規制を目指して（丙ハ第１２７号証８ページ参照），確率論的手法を用いることにより得られるリスク情報をも規制に活用するため，必要となる制度的基盤及び知識基盤の整備に向けて取り組んでいたことを主張する(後記第３)。その上で，津波を対象とした確率論的安全評価及びその前提となる確率論的準波ハザード解析手法の内容について説明した上，これらの確立に向けた経過と現時点における進捗状況について主張し，一審被告国，一審被告東電を含む事業者ら及び専門家らにおいて，確率論的安全評価のうち，津波を対象とした確率論的安全評価（準波ＰＳＡ*'）及びその前提となる確率論的準波ハザード解析手法（ＰＴＨＡ）の確立に向けた努力が続けられていたものの,本件事故までの工学的知見の到達点としては，これらが確立し，更なるリスク評価やこれに基づいた対応が可能になる状態には至らなかったことを明らかにするとともに，仮に，本件事故前の確率論的準波ハザード解析手法の到達点を前提に暫定的なリスク評価を行ったとしても，その評価結果をもって，本件原発の主要建屋の敷地高さを上回る津波が浸水することを想定した施設・設備の設計見直しをする経営判断を行わせるに至ったとはいえないものと評されていることを明らかにする（後記第４）。
第２　決定論的安全評価と確率論的安全評価
原子力発電所の安全性の評価手法は，決定論的安全評価*と確率論的安全評価*とに大別される。このうち，決定論的安全評価は，原子力施設に起こり得る様々な（内的・外的）事象の中から代表事象を選定し，これが発生確率にかかわらず発生すると仮定した上，保守的な手法で事象の進展を解析することにより施設にもたらされる影響の有無・程度を評価するものである。つまり，決定論的安全評価は，評価の過程で種々の仮定を置くことで保守性を見込む手法である。他方，確率論的安全評価は，発生する可能性のある様々な事象を網羅的・系統的に評価の基礎に取り込んだ上で，それらの事象の発生確率を考慮して安全性を評価する手法である。確率論的安全評価は，その対象が内的事象なのか外的事象なのか，外的事重大事故・仮想事故を対象として立地の妥当性を評価する。」（同号証４ページ）と説明されている。 *3 前記基本ガイドラインでは,「施設を構成する機器・系統等を対象として,発生する可能性がある事象（事故・故障）を網羅的・系統的に分析・評価し，それぞれの事象の発生確率（又は頻度）と，万一それらが発生した場合の被害の大きさとを定量的に評価する方法をいう。原子力発電所を対象とする場合には，過渡事象，原子炉冷却材喪失事故等の事象（起因事象）の発生に影響を緩和するための設備の機能喪失等が加わり，原子炉の損傷，格納容器の破損等に至る可能性がある事故シーケンスを網羅的に摘出し，その発生確率（又は頻度）を評価し，さらに周辺公衆が受ける健康リスクを評価する。」（丙ハ第１２８号証４ページ）と説明されている。象である場合、その対象が地震なのか準波なのか，はたまた航空機墜落であるのかなど，評価対象ごとに基礎となるデータの量や質，手法の成熟度が異なるため，評価結果の信頼性に疑義が呈されることもあるが，考え得る全てのリスク要素を取り込んだ上で定量的な評価を行うことができる等の利点があり，工学的な判断にとって有用であるとされてきた（丙ロ第１３０号証７ページ，丙ロ第１０８号証２ページ，丙ロ第１００号証１３，２３ページ，丙ハ第１０８号証１３ページ，丙ロ第１３５号証９，１０ページ，丙ハ第１ ２９号証１５ないし１８ページ)。なお，我が国の原子力安全規制では，従来から，地震津波等の自然事象に対する安全性を含めて，主として決定論的評価に基づいて規制判断が行われてきた（丙ロ第４５号証２６ないし２８ページ，丙ロ第１００号証５ないし1 3， 2 3ないし2 5ページ，丙ロ第１０５号証２２， 2 3ページ，丙ハ第１０８号証９ないし１３ページ，丙ロ第１３０号証２ページ，丙ハ第１１０号証７ないし３４ページ，丙ロ第１０８号証２ないし１１ページ，丙ロ第１ ３５号証２、３ページ）が、原子力安全委員会が，遅くとも平成１２年１月に，原子力安全委員会の当面の施策の基本方針として安全目標等のリスク概念の重要性に言及し，これらの概念の規制への導入を検討する方針を示してからは（丙ハ第１３０号証の１），米国における検討経過との比較検討（丙ハ第１３１号証４ないし９ページ）等を踏まえ，確率論的手法で得られる種々のリスク情報が従来の決定論的手法に基づく規制を補完し，進化させ得るとの理解が広まり，原子力安全規制への確率論的手法の導入に向けた制度的基盤の整備等が議論されるようになった（丙ハ第１３２号証３ないし５ページ参照)。この点については後記第３で詳述するが，規制行政庁である保安院は，平成１３年１月の発足直後から，従来の決定論的規制を行う一方で，将来の確率論的安全評価手法の規制への導入を見据え，必要となる制度的基盤や知識基盤の整備などリスク情報を活用した規制活動に向けた取組を進めており,特に、リスク情報の規制への活用は，規制判断の科学的合理性や透明性の確保、効果的・効率的な安全規制の実現等の重要な意義を有し，原子力安全規制の目指すべき方向であるとしてきた（丙ハ第１３３号証１３及び１４ページ）のであるから、後記第４で詳述する津波に対する安全規制への確率論的手法の活用に向けた取組の合理性も，リスク情報の規制への活用を目指した規制行政庁の取組の全体像を踏まえた上で適切に評価されなければならず,特定の発電所に新たな津波対策を講じさせることに結び付いたか否かという結果論のみに基づいて恣意的な評価がされてはならないというべきである。第３　一審被告国が，従来の決定論的規制を行うのと並行し，確率論的手法を取り入れた規制を導入するために必要となる制度的基盤及び知識基盤の整備に向けて取り組んでいたこと
1　保安院発足前の状況について
一審被告国の原子力安全規制の分野では，平成１３年１月の中央省庁再編に伴う保安院の発足前から，確率論的手法により得られるリスク情報を規制に取り入れる必要性が認識されていた。例えば，通商産業省（当時）が平成4年に全事業者に要請したアクシデントマネジメント（AM）策の整備や定期安全レビュー（ＰＳＲ）の実施は，リスク情報が規制に活用された一例である。そして，原子力安全委員会は，保安院の発足直前の平成１２年１月，国内外の動向等を踏まえ，当面の施策の基本方針の中でリスク評価の活用推進を掲げたほか、同年９月には安全目標専門部会を設置し，いわゆる安全目標の策定に向けた議論を開始した（丙ハ第１３０号証の１・２ページ，丙ハ第１ ３０号証の２・２０，２１ページ)。また、総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会は，平成１２年１ 2月から先行的に保安院の規制課題の抽出と対応の方向性を検討していたところ，平成１３年１月の経済産業大臣による諮問（「昨今の環境変化を踏まえた今後の原子力の安全確保の在り方はいかにあるべきか」）を受け，同年６月，報告書「総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会報告～原子力の安全基盤の確保について〜」（丙ハ第１２７号証）を取りまとめ，科学的・合理的な安全規制を目指し,「確率論的安全評価手法が進歩してきていることを踏まえ，規制対象ごとにリスクを適切に評価することにより，技術基準の整備・見直し等を行い、均衡のとれた安全規制を行っていくことも必要である。」 (同号証８ページ)としてリスク評価の活用推進を特記した。このように，一審被告国の原子力安全規制においては，保安院の発足前から，より一層の科学的・合理的な安全規制を目指し，従来からの決定論的手法に基づく規制を補完すべく，確率論的手法の取り入れに向けて検討を進めることが規制機関が取り組むべき重要な課題であると認識されていた。
2　保安院発足後の制度的基盤等の整備に向けた取組状況
(1)制度的基盤
保安院は，平成１３年１月の発足直後から，従来からの決定論的手法に依拠した現実の規制活動を行う一方，以下に述べるように，確率論的手法により得られるリスク情報を規制活動に取り入れるため，制度的基盤及び知識基盤の整備を順次進めた。すなわち，平成１４年１０月までに，確率論的手法を用いた全電気事業者のＡＭ策の有効性評価結果の検討（丙ハ第２９号証）や原子力施設に対する航空機落下評価基準の策定（丙ハ第１３４号証）の際に，確率論的手法を規制判断に活用したところ，こうした経験により，従来の決定論的な評価に基づく判断に加えて，確率論的手法から得られるリスク情報の活用が「規制当局，事業者それぞれにとって，工学的判断の客観性や合理性を向上させることを可能とし，その結果安全規制が求める安全レベルの達成状況の評価や，事業者の安全確保活動の検討に対して有益な情報を与える」 (丙ハ第１３５号証３ページ)ことが期待される状況となった。その後，平成１５年８月，上記安全目標専門部会は，原子力安全委員会に対し，安全目標に関する調査審議状況の中間取りまとめ（甲¤第４４号証）を報告し，我が国の安全規制活動によって達成し得るリスクの抑制水準（安全目標案）を提案した上で，安全目標の適用について，「将来，安全目標の適用経験が積まれ，かつ，リスク評価結果に対する信頼性が一層高まれば，個別施設の安全性を安全目標に照らして判断するような利用や，さらには，原子力施設の設計手法において安全目標が活用されることもあり得ると考えられる。」（同号証２０ページ）とした。そして，原子力安全委員会は，同年１１月，リスク情報を活用した規制を「多重防護の考え方を基本的に堅持しつつ，従来の工学的判断や決定論的評価に基づく規制を，定量的・確率論的な評価により得られるリスク情報を活用することによって補完し，進化・進歩させていくもの」（丙ハ第１ 3 ２号証３ページ）と位置づけた上で，「将来的には，現在検討を進めている安全目標を考慮に入れて，また，多重防護の考え方を適用する際の保守性にリスク情報を考慮するなどにより，設計，建設段階を含めた安全確保体制全体として，リスク情報を活用した規制の導入を体系的に検討していくことが目標になる」（同ページ）として，リスク情報を本格的に規制に導入することを基本方針とし，規制行政庁・事業者におけるこの基本方針に基づいた具体的な安全確保・安全規制の活動への導入についての積極的な検討と，学協会や研究機関等におけるリスク評価に関する民間規格の整備及び安全研究の実施等を期待する旨決定した（同号証５ページ）。これらを受けて，保安院は，同年１２月，原子力安全・保安部会において，「原子力安全委員会の基本方針や原子力安全・保安部会の提言を踏まえつつ、原子力安全規制により広範にリスク情報を活用するための具体的方法について検討を行うこととする。」（丙ハ第１３５号証２ページ）としてリスク情報の規制への取り入れを具体的に検討する旨表明するとともに,原則として原子力施設の立地，設計，建設，運転，検査及び廃止措置等全ての段階を対象として確率論的評価で得られるリスク情報を規制に活用すること，当面の主たる検討対象を原子力発電所におけるレベル１ＰＳＡ（内的・外的事象の発生頻度等の検討から炉心損傷頻度を推計するもの）の結果から得られるリスク情報（炉心損傷頻度やそれへの寄与因子，不確実さ等の情報）とすること等の基本的な方針を示し（同号証３及び４ページ)，種々の検討を開始した（丙ハ第１３１号証）。さらに，保安院は，その後の検討を経て，平成１７年２月，「リスク情報活用検討会」を保安部会の下に設置し，同年５月，「原子力安全規制への『リスク情報』活用の基本的考え方」（丙ハ第１３３号証）及び「原子力安全規制への『リスク情報』活用の当面の実施計画」を策定公表するなど，この分野で先行する米国の規制体系に倣うほか，原子力安全委員会における安全目標の策定に向けた議論やこれに引き続いて行われた地震・津波等をも対象とする性能目標値の設定に向けた議論（甲ロ第４５号証４，４１ページ等)，耐震設計審査指針の改訂に向けた議論の推移を注視しつつ，リスク情報を活用した規制活動を実施し，段階的な適用拡大と将来的な定着を図るため，必要となる制度的基盤の整備を進めていた（丙ハ第１３６号証４ －２－１ないし４－２－１４，４－１－９ページ)。
(2)リスク情報を活用した規制活動に向けた取組
もっとも，制度的基盤の整備をいかに進めようとも，保安院が「リスク情報の活用に先立って，標準的なＰＳＡ手法が学協会で規格化され，その手法によってＰＳＡが実施されることが必要である。当院としては，学協会のＰＳＡ手法レビューに協力するとともに，事業者に対してもこうして規格化された手法でのＰＳＡの実施を勧めていく。」（丙ハ第１３５号証４ページ，丙ハ第１３１号証２ページ）としているとおり，確率論的安全評価の手法を安全規制に活用するためには，学協会規格の整備等を通じて手法の信頼性を確保することが必要になる。そこで，保安院は，前記(1)のような制度的基盤の整備と並行して，確率論的安全評価の手法の信頼性確保のために知識基盤を整備することにも注力していた。すなわち，経済産業大臣は，独立行政法人通則法に基づいて所管法人の中長期目標を定め、指示する権限を有するところ，平成１５年１０月に独立行政法人原子力安全基盤機構（以下「ＪＮＥＳ」という。）が発足する際,平成１９年３月３１日までの第１期中期目標として「許認可における審査とは別に，事業者が安全性の一層の向上のために行う（中略）確率論的安全評価（ＰＳＡ)，アクシデントマネージメント等の安全評価を機構も独自に評価する（中略）ことが求められる。」,「原子炉施設等の安全解析において新しい知見等を取り入れ，その精度の向上等を図るため，安全解析コード及び評価手法の開発又は改良を行う」（丙ハ第１３７号証７，８ページ）とし，確率論的安全評価手法の整備を指示した。これを受けて，ＪＮＥＳは，平成１５年１０月２日に認可された中期計画（丙ハ第１３８号証１３ページ）において，「火災・地震等の外的事象等に対する解析コード及びその入力の整備を通してＰＳＡ手法に反映する。」 (同号証２１５ページ)とした上で，第１期中期計画期間内である平成１ 6年頃から，地震及び火災に引き続いて津波ＰＳＡ手法の開発を本格化させ，学会発表や成果報告書の公表等で一定の成果を上げている（丙ロ第１ ３６号証，丙口第１３７号証，丙口第１３８号証等）。そして，ＪＮＥＳは，本件事故直前の時期に当たる平成２２年度の安全研究計画（丙ロ第１３９号証）において，耐震設計審査指針では，準波ＰＳＡの実施が明示的には要求されなかったものの，地震や火災，津波の定量的なリスク評価基盤を確立することが規制における説明責任を充足するために必要であるとの認識を示した上で（同号証８２ページ)，ＰＳＡの一部に当たる準波ハザード評価手法の高度化が一定程度進んできたことを前提に，「準波ＰＳＡモデルについては，外的事象に起因するリスクに関する社会的関心に応えるため，なるべく早い時期に成果が必要である。」とし，平成２５年度までの研究実施計画に盛り込んでいた（同号証７１及び８３ページ）。しかしながら，「ＰＳＡ手法の成熟度は，地震や津波等のそれぞれの誘因事象に係る知見の集積状況によって異なる」(丙ハ第１１０号証２４ページ)ところ，地震大国である我が国において，地震と準波の間には，知見の集積状況等に大きな違いがあった。具体的には，地震ＰＳＡ手法の開発が，昭和５９年頃，つまりＪＮＥＳの発足するはるか以前から，旧日本原子力研究所（現日本原子力研究開発機構）を中心に進められて知見が進展し，平成１３年６月に耐震設計審査指針の改訂作業が始められる契機の一つともなった上（丙ハ第１１０号証２３，２５，３０ページ)，平成１９年には日本原子力学会により学協会規格として地震ＰＲＡ標準が策定されるに至った一方，準波ＰＳＡの手法は，後記第４で詳述するとおり，本件事故時においてもなお，実際の施設への適用に不可欠なフラジリティデータ（準波の作用に対して建屋・機器が損傷〔機能喪失〕する度合いに関するデータ）の不足等の理由により知見として確立しておらず，ＪＮＥＳが日本原子力学会のＰＲＡ標準策定時の反映を目指して研究を進めるなどしていたものの，学協会規格の整備には至らなかったものである（丙ロ第１３８号証２３ページ参照）。そして，平成１８年９月の耐震設計審査指針の改訂時点における工学的知見としての到達点として見た場合，地震ＰＳＡについては，上記の知見の進展等を踏まえて，事業者に対し，基準地震動の策定の際の確率論的検討を求め，地震ＰＳＡの一構成要素である確率論的地震ハザード解析結果を参照することを規制要求とすることができたが，津波ＰＳＡについては，いまだ既存の施設に適用できるレベルには達しておらず，当時の工学的知見の到達点としては，準波に対する安全評価の際に確率論的検討を要する旨の規定を設けるには至らなかった(丙ロ第１３９号証ないし１４１号証)。このように，保安院は，その発足直後から，従来からの決定論的手法に基づく規制活動を行うのと並行して，確率論的手法の規制への導入のために必要となる制度的基盤及び外的事象を対象とするＰＳＡを含めた知識基盤の整備に向けた取組を実施していたのであるから，平成１４年７月の「長期評価の見解」の公表を受けた同年８月の一審被告東電の方針及びこれに対する保安院の対応は，そうした保安院の規制課題全体への取組と軌を一にするものであると理解されなければならない。
第４
津波を対象とした確率論的安全評価と確率論的津波ハザード解析手法及び
これらの確立に向けた経過等
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津波を対象とした確率論的安全評価の前提として
既に繰り返し主張しているように，我が国の原子力発電所の準波に対する安全性については，本件事故前，一審被告国も事業者も主として決定論的手法に基づいて評価及び判断を行ってきた（丙ロ第１３０号証２ページ等）。特に、平成１４年２月の津波評価技術の公表時において，津波評価技術に基づく準波評価には，当時「具体的な根拠を持った理学的知見は全て取り込」まれている（丙ロ第１００号証９ページ）上,「パラメータスタディで補える不確実さが合理的な根拠をもって事業者に津波対策を求めることのできる準波水位の上限値であ」 (丙¤第１０５号証１８ページ)ると考えられていたし,これによって導き出された津波評価結果は，平成１８年に公表された中央防災会議「日本海溝・千島海溝報告書」の結果と比較しても安全寄りに判断されているものでもあった。そのため，事業者及び国のいずれにおいても，津波評価技術に基づく津波評価は，当時の工学的判断の常識に照らし，原子力発電所の準波対策を決定論的手法により行う上で基本的に十二分な保守性を有するものと考えられ，当該結果に対して有効な準波対策が講じられていれば，準波により施設の安全機能が影響を受けるおそれはないものと判断されていた。 2　津波を対象とした確率論的安全評価とその前提となる確率論的津波ハザード解析手法の確立に向けた経過について(1)津波を対象とした確率論的安全評価とその前提となる確率論的津波ハザード解析手法の確立に向けた契機もっとも，津波評価技術に基づく評価結果が，津波の想定に伴う不確かさを考慮した保守的な評価であるといえるとしても，それが代表事象を選定して行う決定論的手法であるがゆえに，その評価結果にどの程度の不確かさが織り込まれているのか等を定量的に把握することが難しい面があるのは否定できない（丙ロ第１０８号証２ページ）。一方，確率論的手法によれば，単に理学的根拠をもって発生可能性を否定できないというにとどまり，決定論的手法では取り入れることが困難な波源に関する未成熟な知見も含めて，広く評価の基礎に取り入れることができるため，より合理的な工学的判断を行うことが期待できる（丙ロ第１ ３５号証９，１０ページ)。しかるところ，津波評価技術が策定された平成１４年２月当時，既に原子力安全委員会において耐震設計審査指針の全面改訂に向けた抜本的な議論（平成１３年６月開始）が行われていたところ，その中では，確率論的安全評価を指針にどのように取り込むかに関する議論も行われていた上(丙ロ第１４２号証)，将来的に，津波に対する安全性評価に確率論的手法が採用されることも見込まれる状況にあった（丙ロ第１４３号証１ページ〔８枚目])。そこで，土木学会では，平成１４年２月の津波評価技術の策定に引き続き，平成１５年６月から平成１７年９月まで及び平成１９年１月から平成２１年３月までの２期の間，準波評価の更なる高度化を図るため，確率論的準波ハザード解析手法の研究開発を進めた(丙ロ第１０８号証５ページ,丙ロ第１００号証１２，１３及び２３ページ，丙ロ第１４３号証ｉページ〔２枚目〕丙ロ第１３５号証９ページ)。 (2)津波を対象とした確率論的安全評価とその前提となる確率論的津波ハザ一ド解析手法の説明と確立に向けた取組ア　準波を対象とした確率論的安全評価は，以下の図表１に示すとおり，基本的に，①準波ハザード評価，②機器フラジリティ評価，③事故シーケンス評価の３つの要素により構成されている。 [図表1]丙口第144号証7ページよりこれら３つの要素の内容を具体的に述べると，「準波ハザード評価では，地震に起因する準波を対象とし，震源位置や規模，発生頻度などの不確かさを考慮してモデル化するとともに，海底地形の影響を考慮した津波伝播をモデル化して数値解析により原子力発電所沿岸における津波波高の経時変化を算定し，最大波高（押し波）および最小波高（引き波）を求める。そして，各モデルにより求めた波高の値を中央値とする確率分布関数を仮定し，準波波高と発生確率の関係として準波ハザード曲線を算出する。なお，震源および津波伝播のモデル化には不確かさが存在するため，これをロジックツリーとして表し，準波ハザード評価に取り入れている。また，機器フラジリティ評価では，押し波による重要機器の冠水や流砂による取水ピットの埋没,引き波による冷却水の不足など,損傷モードを考慮して機能喪失確率を算出する。そして，事故シーケンス評価で，準波による事故シナリオを考慮して炉心損傷に至る確率を評価し，津波ハザード評価と組み合わせて炉心損傷頻度を評価する」（丙ロ第１３７号証１，２ページ）というものである。イ　このうち，確率論的準波ハザード解析は，上記「①準波ハザード評価」を行うもので，特定期間における準波高さと超過確率の関係を求める手法である。この解析手法では，波源等に関する専門家意見のばらつきをロジックツリーの重み付けで再現するなど，考え得る不確かさを網羅的・系統的に取り込んだ上で確率計算を行い,結果として対象地点に特定の高さ以上の準波が到来する確率（年超過確率）を推計し，準波ハザード曲線として表現する。そして，水害対策の専門家である高橋智幸教授（以下「高橋教授」という。関西大学社会安全学部教授）の意見書（丙ロ第１３５号証９，１ 0ページ）で述べられているように，確率論的手法を用いて得られる確率論的準波ハザード解析の結果と,従前の決定論的安全評価に基づく判断で定めた設計上の基準とを対照することにより,現時点での設計基準の妥当性の確認，言い換えれば，現時点の準波対策が対処しているハザードの程度や，設計上の想定を超える準波が到来するリスク（いわば準波における「残余のリスク」）の程度等を確認することができるし，確率論的準波ハザード解析の手法及びこれにより得られた結果に対する信頼性が増していけば、確率論的準波ハザード解析の結果を決定論的安全評価に基づく判断により講じた準波対策の見直しの要否を検討する契機として用いるなど，津波対策に係る判断の重要な考慮要素とすることもできるようになるのである。ウ　しかるところ，以下に示す図表2は，本件事故前，一審被告東電が，確率論的準波ハザード解析手法の研究過程において発表したいわゆるマイアミ論文（甲ロ第２４号証，２５号証）及び同論文の共同執筆者である酒井博士の意見書（丙ロ第１０８号証）より抜粋したものであるが，同表中の図1の赤丸部分が示すとおり，津波波源設定の「不確かさ」がロジックツリーの分岐に設けられており，図２のとおり，日本海溝沿いの準波地震発生に関し，（a）のとおり，「長期評価の見解」を前提にしたロジックツリーの分岐が組まれ，津波地震が特定の領域でのみ発生するとの見解の中にある分岐の間で，専門家意見のばらつきを再現するために専門家による重み付けアンケートを踏まえた検討が行われた。また，図表2中右側のハザード曲線は，本件事故前，本件原発1号機をモデルに研究途上の確率論的準波ハザード解析手法を適用した結果を記したものであるが，これによれば，同１号機において， O． P． + 1 0メートルを超える津波が発生する年超過確率は，１０− 8を下回り１０− 6との間、つまり，１０万年から１００万年に１回程度の超過確率であると推計されている。この数値は，原子力安全委員会安全目標専門部会が平成１８年４月に同委員会に報告した性能目標のうち，原子炉施設のシビアアクシデントの発生頻度の目安となる炉心損傷頻度（ＣＤＦ） １０ -4／年程度（甲ロ第４５号証５，１３，２６ページ）を下回っている。エ　もっとも，これらの手法は，学協会による民間規格が整備されていない状況下での研究途上のものであることなどから，その結果自体から直ちに準波対策の見直しの要否等に関する工学的な判断を行うことができる段階にはなかったものである（丙ロ第１０８号証８，９ページ，丙ロ第１３０号証１３，１４ページ)。また，仮に，その結果に基づいて何らかの工学的な判断を行うにしても，それは，規制上の要求を超え，事業者が自主的な安全性向上に向けた独自の取組（例えば，他の外的事象への対策との優先関係の判断等）を行う際の参考資料とするといった程度にとどまり，その結果から何ら規制要求を導くことはできなかったものであるし（丙ハ第１０８号証１２ページ，丙ロ第１３０号証１３，１４ページ)，この点をおいたとしても，山口教授に，「原子力安全委員会が2 0 0 6 （平成１８）年に公表した性能目標にある炉心損傷頻度は『１. 0 E − 0 4』ですから，上のハザード曲線におけるO． P． + 1 0． 0 mの準波高さを超える準波の発生する年超過確率は，この性能目標に適合していると言えます。そして，仮に本件事故前，東電の経営層が，長期評価の見解がロジックツリーの分岐として考慮されてこのような津波ハザード曲線となったと担当者から説明を受けたとしても，他の外的事象におけるハザード評価すら見ずに，地震や火災と同程度又はそれ以上の優先度を準波に与えて，このハザード曲線を根拠にＯ． P． + 1 0． 0 mの敷地が浸水することを想定した施設・設備の設計見直しをするとの経営判断を行うのは，常識的には難しかったろうと思います。」（丙ロ第１３０号証１３及び１４ページ）と評されているところである。いずれにしても，一審被告東電は，平成１４年８月，「長期評価の見解」が決定論的評価に取り込むには具体性を欠く上，理学的根拠も乏しいものである（丙ロ第１３５号証３ないし５ページ）が，地震本部が公表した「理学的に否定できない知見」であるとの社会的意義を踏まえ，これを無視することなくリスク評価に取り込むこととし，確率論的評価の中に適切に位置づける方針を採ったと考えられるところ，かかる一審被告東電の方針及びこれを了承した当時の保安院耐震班の対応は，耐震設計審査指針が改訂中であったことや，確率論的手法には決定論的手法に基づく判断を補完し得るという機能が期待されていたことなどの当時の状況に照らし，工学的な合理性が認められるというべきである。この点については,原子力工学とリスク論を専門とする山口教授が, 「決定論的手法ではカバーできない不確かさの中に重要なシナリオが残っているかもしれないという観点から，考え得る全ての不確かさを定量化した上で意思決定に資する資料を提供するのが確率論的リスク評価の本質です。（中略）決定論では不確かさを理由に直ちに取り込むことができないような知見を含めて確率論で取り込もうとするその判断は，それ自体は合理的です。保安院としても，リスク情報の活用を積極的に検討しようとしていた中にあって，それを否定する理由はなかったはずです。」（丙ロ第１３０号証１１及び１２ページ）と述べていることや、高橋教授が、 「地震の発生領域等，我々の知識不足等から避けることのできない不確かさに対処するためには，確率論的手法（特にロジックツリー法）が有効であるとされている」（丙ロ第１３５号証３ページ）と述べていることからも裏付けられているところである。オ　その後，平成１８年９月に改訂された耐震設計審査指針では，「（引用者注：確率論的）手法の成熟度に関する認識において専門家間でもかなりのばらつきや不一致があること，原子力安全規制上のリスクに対する明確な定量的目標値（引用者注：原子力安全規制を進める上で達成を目指す目標となる安全目標及びこれへの適合性を判断するための補助的な目標となる性能目標）が未設定であるという現状等を踏まえ，なお今後の検討に委ねるべき事項があるとの理由により」（乙ハ第３号証末尾〔耐震指針検討分科会の見解３ページ]），基準地震動の策定の際に確率論的地震ハザード解析結果を参照するように求める旨の規定が設けられたにとどまり，準波に対する安全性評価においては，確率論的安全評価結果の「参照」を求める規定を設けることが可能になるほどの知見の進展・確立には至らず，後記３のとおり，本件事故後の平成２３年１２月に日本原子力学会が「原子力発電所に対する準波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準：２０１１」（丙ロ第１４６号証。以下「津波Ｐ R A標準」という。）を策定するまで，準波P S Aに関する学会標準はなかった。この点，上記のように確率論的安全評価手法の検討が進展しなかったのは，山口教授及び阿部博士の各意見書（丙ロ第１３０号証９ないし１ 1ページ，丙ハ第１１０号証２４ページ）のとおり，地震等の他の事象との関係における学会標準が必要とされる優先度の違いや，手法の開発に資する関連知見の集積状況等の様々な要因，すなわち学術的進展結果の限界によるものであり，少なくとも平成１４年８月以降の一審被告東電の上記方針を含む各種対応は，原子炉設置者として，原子力安全委員会での指針の改訂に向けた議論の推移を見ながら,適時適切な対応を行っていたものと評価すべきであるし，これを受けた一審被告国の対応の工学的合理性が否定されるものでもない。 ３　津波を対象とした確率論的安全評価と確率論的津波ハザード解析手法の現状について(1)本件事故後に公表された津波ＰＳＡ手法に関する民間規格についてア　土木学会による「確率論的津波ハザード解析の方法」について
(7)策定の経緯
前記のとおり，土木学会では，平成１５年から，「原子力安全委員会では耐震安全性評価における確率論的評価（ＰＳＡ）の導入が議論され，将来的には準波に対する安全性評価についても確率論的評価の実用化が必要な情勢にあること」(丙¤第１４３号証１ページ[８枚目]）を踏まえて，確率論的準波ハザード評価手法の標準化を図るために同手法の開発を進めた。そして，土木学会は，平成２１年３月，上記手法の開発に関する中間取りまとめとして「確率論的津波ハザード解析の方法（案）」（丙ロ第１４３号証）をまとめていたが，本件事故後の平成２３年９月，津波の確率論的評価の必要性の高まりを受け，上記案に図面の不備等の修正を加えたものを報告書として公表した（丙ロ第１４５号証ｉページ）。 (イ) 「確率論的津波ハザード解析の方法」の内容及び同手法における「長期評価の見解」の取扱い等a   土木学会による「確率論的準波ハザード解析の方法」（丙ロ第１４ ５号証）は，確率論的準波ハザード解析の実施手順や適用例を研究成果としてまとめたものであり，確率論的準波ハザード解析を一構成要素とする準波ＰＳＡの開発に資するのはもとより，決定論的準波評価及びこれに基づく工学的判断と，確率論的準波ハザード解析結果とを対照することにより，決定論に基づく判断の妥当性を確認し，ひいては，従来の判断の見直しの要否に関する参考資料を得ることにも資するものである。そして，この「確率論的準波ハザード解析の方法」は，日本原子力学会による規格である準波ＰＲＡ標準(丙ロ第１４６号証)に取り入れられている。 b　また,「確率論的準波ハザード解析の方法」における「長期評価の見解」の取扱いについてみるに，まず，確率論的準波ハザード解析には種々の解析モデルが必要となるところ，上記「確率論的準波ハザード解析の方法」は，「発生領域」のモデル化について，「発生領城に関しては、過去に大地震が発生している場合にはあまり問題がないが、テクトニクス的に見れば同じような環境であるが，大地震が発生している領域とそうでない領域がある場合には簡単でない。このような例は，日本海溝沿いの津波地震や正断層地震の場合に見られる。このような問題に対してはロジックツリーで対処するのが有効と考えられる。日本海溝沿いの津波地震や正断層地震，および日本海東縁部などでは，大地震が発生する領域が完全に分割されている（領域をまたいだ断層はない）か，あるいは連続しているかが議論になる。このような問題に対してもロジックツリーで対処するのが有効と考えられる。」（丙ロ第１４５号証１１ページ）とし，「長期評価の見解」にまつわる専門家意見のばらつきに対してロジックツリーで対処するとの考え方を示している。また、「長期評価の見解」では「Ｍｔ８．２前後」とされたマグニチュード範囲についても，ロジックツリーの分岐項目として取り扱い、「現実には１つの値に限定されないと考えられること，また津波に対してマグニチュードの影響が大きいことからマグニチュードの分布幅を考える。」（丙ロ第１４５号証１１ページ）として，「基本的・に０．３と０．５を設定」（同ページ）するなど，不確かさを考慮した大地震のモデル化を行った上で，日本海溝沿いの準波地震発生領域（ＪＴＴ）におけるロジックツリーを含む海域別のモデルが例として示されている（同号証５０ないし７３ページ）。しかしながら，土木学会の検討過程では，「長期評価の見解」にまつわる議論のように，「現状の研究の到達段階では結論が１つに決められない」（丙ロ第１４５号証２９ページ）場合には「アンケートなどにより重みを決めることが現実的」（同ページ）であるとの考え方を示しているが，「理想的には，目的を明確に把握した『事務局』のもとに『専門家グループ』を組織し，『分岐案の提示→意見の集約→分岐案の再提示→意見の再集約→・・・』というプロセスを繰り返しながら分岐案を作成し，その分岐案に対する重みを組織した『専門家グループ』及びその他の『専門家』に対するアンケートに基づき設定するという手順が望ましいと考えられる。ただし，（中略）検討すべき問題は残されている。」（同ページ）とも指摘するほか，ロジックツリーの重み付けの集計結果は，「自然科学的な意味での正しさとは直接関係しない」（同ページ）として，なお検討課題が残っているものとされ，後に述べる原子力学会の学会標準では別の専門家意見のばらつきの再現方法も提案されるなど，ここで実施された専門家アンケートが唯一無二の方法とはされなかった。また，「本報告書で提示したモデルと方法により，原子力発電所の準波ハザード曲線を評価することは可能と考えられるが，結果の用い方については，今後の課題となっている。」（丙ロ第１４５号証１ 4 1ページ)とされるなど，この報告書に基づいて推計した確率論的準波ハザード解析結果から，直ちに準波対策の見直しの要否等に関する工学的な判断を行うことができる段階には至っていなかった。イ　日本原子力学会による「津波ＰＲＡ標準」について
(7)策定の経緯
日本原子力学会では，平成１１年から「技術革新のスピードが速い原子力分野において，コンセンサスとなるＰＲＡ手法の標準を定め，国がこれを規制行政活動のニーズに応じて利用していくという好循環を生み出すことを目指してＰＲＡの学会標準を策定して」（丙口第１３ 0号証9ページ）いたところ，外的事象を起因とする学会標準について，地震ＰＲＡ標準（平成１９年）の策定に続いて，平成２２年１月に内部溢水ＰＲＡ分科会を設置し，発電所内に施設される機器の破損による漏水等の内部溢水を起因とする学会標準の策定に向けた検討を進めていた*。そのような中で，準波ＰＲＡ標準については，本件事故の発生により、準波を起因とする確率論的安全評価の実施の必要性・緊急性が認知され，本件事故の約２か月後に設置された津波ＰＲＡ分科会における検討に基づき，日本原子力学会は，平成２３年１２月に「津波ＰＲ A標準」（丙口第１４６号証）を策定した（丙口第１３０号証１０ページ）。津波ＰＲ標準には，既に述べた土木学会の「確率論的ハザード解析の方法」やＪＮＥＳによる準波ＰＳＡ手法の開発途上の成果物等，本件事故前の研究成果が多く反映されており，この標準を活用して津波ＰＲＡを実施することにより，「当該原子力発電所の準波リスクを知り，準波耐性の正しい理解に基づく安全の維持・向上とアクシデントマネジメント計画の策定を，効果的かつ効率的に行うことができる」とされている（丙ロ第１４７号証まえがき）。
(1) 「津波ＰＲＡ標準」の内容等・
準波ＰＲＡ標準は，出力運転状態の原子力発電所において準波を起因として発生する事故に関して実施する確率論的安全評価手法の有すべき要件や，確率論的安全評価の具体的方法，実施手順等を実施基準として規定したものである。そして，準波ＰＲＡ標準では，準波ハザードの評価におけるロジックツリーの作成手順について，土木学会が「試み」として取り入れた専門家アンケートのほかに，あらかじめ選定されたＴＩ（技術的なまとめ役）が「専門家を一同に集めて討論などを通じて，モデルの改善及び絞り込みを行い，コミュニティ分布を評価して，ロジックツリーを作成する」等の更なる信頼性，説明性を高めた専門家意見のばらつきの再現方法等を提案するなどしている（丙口第１４６号証２０ないし２４ページ)。また，この津波ＰＲＡ標準は，原子力規制委員会によるエンドース(是認)を受け、新規制基準に基づく適合性審査において適用されている（丙ロ第１４８号証２枚目）。ウ　土木学会による「原子力発電所の津波評価技術２０１６」（以下「津波評価技術２０１６」という。）について土木学会では，平成１４年２月の津波評価技術の策定に引き続き，津波評価の更なる高度化のため，確率論的準波ハザード解析手法や陸上構造物に作用する準波の波力評価手法等を検討しており，本件事故前から，そうした新たな知見の反映等を目的として準波評価技術の改訂に向けた検討を始めており，本件事故後，本件地震に関する様々な知見を集大成し，原子力発電所における準波によるリスクや影響の評価を行う際の最新の知見，要素技術を織り込んだ技術参考書として，平成２８年９月，津波評価技術２０１６を策定した（丙ロ第１４９号証，丙ロ第１５０号証８ページ，丙ロ第１３５号証９，１１，１２ページ)。津波評価技術２０１６には，深層防護の観点から安全性を向上させるために有用な要素技術として，決定論的準波ハザード評価，確率論的準波ハザード評価及び敷地浸水を考慮した設備に対する準波の作用の評価（波力評価）等が取りまとめられているところ，そのうち，確率論的準波ハザード評価結果の用途については，炉心損傷頻度等の準波リスクを算出する準波ＰＲＡの一構成要素となるほか，決定論的準波評価に基づく工学的判断で決めた設計上の想定準波水位と対照することにより，現時点での設計上の想定の妥当性について判断する資料とすることが例に挙げられている（丙ロ第１５０号証８ページ，丙ロ第１５１号証スライド２ページ，丙ロ第１３５号証１０ページ）。
(2)規制における津波ＰＳＡの活用の現状
ア　確率論的手法により得られるリスク情報の規制への活用の程度は，図表３に示すとおり，第一段階として「参考情報としての活用」，第二段階として「重要な考慮要素としての活用」，第三段階として「根拠としての活用」の３つの段階に区分され（丙ハ第１３３号証１５ページ，丙ハ第１３６号証４－１－９ページ)，前者から後者に行くに従って活用の程度は拡大することとなるが，リスク情報の規制への活用法は，一義的に決められるものではなく，当該確率論的手法がどの程度現実的な評価を示しているか（ＰＳＡの品質）に密接に関連する。イ　一審被告国は，リスク情報の活用について，本件事故前，「まずは，既にある程度の活用経験を有している『参考情報としての活用』から取り組み，その後，『活用の程度』を順次拡大していく」こととしていたところ（丙ハ第１３３号証１９ページ，丙ハ第１３６号証４－２－１２ないし１４ページ，４－１－９ページ)，外的事象に対する確率論的手法により得られるリスク情報については，まず，原子力安全委員会が，平成１ ８年９月改訂に係る耐震設計審査指針において，基準地震動の策定の際に確率論的地震ハザード解析結果を参照することを求め，リスク情報を「安全審査時の参考情報として活用していく」こととした（乙ハ第３号証１９ページ)。これを受け，保安院は，直ちに既設炉に対して上記指針に照らした耐震バックチェックを指示するとともに，これとは別に，将来の確率論的安全評価の安全規制への本格導入の検討に活用するため，事業者に対し、残余のリスクに関する定量的な評価を行い，報告するように求めた（甲ロ第７号証１，４枚目等）。つまり，本件事故前における確率論的手法の知見の進展度合いとして，地震ＰＳＡは，第一段階の「参考情報としての活用」が可能となる段階にあったものである。ウ　他方、本件事故前における確率論的手法の知見の進展度合いとして,津波ＰＳＡは，第一段階の「参考情報としての活用」が可能となる段階にさえ至っておらず，本件事故後に策定された新規制基準において，準波ＰＲＡ標準が策定されたことなどを踏まえて，設計上の基準となる準波（基準準波）の策定に当たり，確率論的準波ハザード解析を行い，「対応する超過確率を参照し，策定された津波がどの程度の超過確率に相当するかを把握すること」を求める規定が新たに設けられることとなった(設置許可基準規則５条及び同解釈〔別記３・２の九〕）。これは，基準地震動の策定の場合と同趣旨であり，本件事故後，準波ＰＳＡについてのリスク情報を上記「参考情報としての活用」に供することが可能となったことを示すものである。エ　また，本件事故後に策定された新規制基準では，以下の図表４に示すとおり，施設の設計上の基準を超えて（図表４の青色実線より右側の部分に対応)，重大事故（炉規法４３条の３の６第１項３号，実用炉規則４条）や重大事故に至るおそれがある事故（以下，両者を併せて「重大事故等」という〔設置許可基準規則２条２項１１号〕。）が発生した場合を想定し，炉心の著しい損傷防止等のために必要な対策を講じることなどが新たに規制上の要求事項に加えられた（設置許可基準規則３７条ないし６ ２条)。線及び実線),建屋扉水密化等の対策前後の同評価例(赤色点線及び実線)等を図示したものであり、定量的評価に基づく議論の有用性を示している。そして，設置許可基準規則３７条により，事業者に対し，重大事故等が発生した場合の事故の原因と事故に至るまでの進展を網羅的・体系的に検討の上、事故シーケンスグループ6を想定し，このグループごとに炉心の著しい損傷防止等のために必要な対策を立案し，その対策の有効性を確認することを要求した（設置許可基準規則３７条の解釈，丙ハ第１ ３９号証１３７，１４７，１５４ないし１５７ページ)。しかるところ，新規制基準は，上記の事故シーケンスグループの抽出に当たり，起因事象と安全機能の喪失を網羅的・体系的に検討するのに適した手法としてＰＲＡを採用し（丙ハ第１３９号証１５４ないし１５ 7ページ)，個別プラントの内部事象に関するＰＲＡとともに，「外部事象に関するＰＲＡ（適用可能なもの）又はそれに代わる方法で評価を実施すること」（設置許可基準規則３７条の解釈）を求めているところ，準波ＰＲＡについては，既に原子力規制委員会によるエンドースを受けた津波ＰＲＡ学会標準を適用した申請がなされ，これに基づき審査が行われている（丙ロ第１４８号証２枚目，丙ハ第１４０号証１３ページ，具体例として丙ハ第１４１号証の１ないし３)。オ　このように，本件事故前の確率論的手法の知見の進展度合いとしては，地震ＰＳＡのみが，第一段階の「参考情報としての活用」が可能となる段階にあり，本件事故後，準波ＰＳＡも，第一段階の「参考情報としての活用」が可能となる段階に至っているところ，基準地震動や基準準波の策定時に年超過確率の参照を求める規定に関しては，新規制基準の策定時，参照した基準地震動又は基準準波の超過確率が高かった場合に，施設や設備の設計の面で具体的な対応を求めることを規制基準に盛り込むなど，第一段階の「参考情報としての活用」を超え，第二段階の「重要な考慮要素としての活用」として，リスク情報を活用することの適否も含めた議論*が多くの専門家を交えて行われている。その際，確率論的手法に基づいたハザードの年超過確率について， 1 ０ - ⁵程度（１０万年に１回程度）の年超過確率をもって，第二段階の「重要な考慮要素としての活用」等が可能であるかに関する議論が行われて*6 例えば，発電用軽水型原子炉施設の地震・準波に関わる新安全設計基準に関する検討チーム第２回会合（平成２４年１１月２７日）において，地震リスク評価を専門とする東京大学大学院工学系研究科教授の高田毅士委員（以下「高田委員」という。）が「基準準波に関して，（中略）『超過確率を参照する』というようなことを書いていただいたんですが，これは今までの書きぶりと同じなんですけれども，旧保安院時代に大分議論をして，まだ答えは出ていないんですけれども，小林室長といろいろ議論したやつですけれども，超過確率を参照してどうするんだと。参照するだけかという話がありまして，ここは何かもう一歩行くべきではないかなというふうに私は考えているんです。（中略）ここは超過確率を参照するということだけではなくて,一歩進んで，高い超過確率がある場合には，それなりの対応をすると。建物，機器の設計のほうで，そういうようなことをやはりしていかないと，参照だけでは何も，参照しただけで終わっちゃいますので，それではよろしくないのではないかというふうにちょっと思っております。」（丙ロ第１５２号証３３及び３４ページ）と発言したのに対し，島崎委員が「確かにそのとおりだと私も思いますね。」と意見を述べたり（同号証３４ページ)，また，上記検討チーム第１０回会合（平成２５年３月２２日）において，高田委員が「超過確率が非常に高いような基準地震動の設定がされたサイトに関しては，それは何らかの措置を，工事認可のその次の設計のところで考えなきゃいけないんですよね。ただ参照しただけで,『はい，終わり』ということではないと思うんですね。だから，やっぱりここの審査はどこかで一度ぐらいはフィードバックをかけるというんですか，何かそういうふうなものがあっていいんじゃないかと思います。」（丙ロ第１５３号証５６ページ）と発言したのに対し，島﨑委員が「超過確率が大きいということは，多分，基準地震動の策定がおかしいということだと思いますので，そこへ遡って見るということになると思います。」（同号証５７ページ）との意見を述べるなどしている。いるが、これに関しては,「安全目標というものをそういう定量的な基準とすることに関しては問題があるという御意見でありまして。もちろん，安全目標は必要であり，常に参照するということは必要なのだけれども，実際にそのＰＲＡの推定の精度がどの程度あるかとか，あるいは，そういうものに入らない事象があるだとか,そういうこともありますので, (中略)ここまで踏み込んで超過確率を使うということは避けたいと私は思っております。そのこともありまして，今，１０− ⁵というような御議論がありましたけれども，それに関しては，この設計基準ではこの内容で，この最初のところは『供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性』というような，極めて曖昧な，ある意味では，形で書いてありますけれども，中ではいろいろなことを考慮して，その中で最も厳しいものを用いるだとか影響の大きいものを用いるだとか，そういう形で書いてありますので，とりあえずはそういう形で進めていくのが，私は適当ではないかと思っております。将来的には，本当にそういったいろんな確率的な考慮が可能になるほど精度を高くいくということがあれば，それはそれでまた考えることになるかと思いますけれども，現状では十分なところ、そういうものに使うほど十分には至っていないというような認識でおります。」（丙ロ第１５４号証３５，３６ページ）との意見が示され，これに対し，有識者らからも異議が述べられていないなど，安全目標等の定量的指標が未整備であることやＰＲＡの結果の不確かさなどを理由に，第二段階の「重要な考慮要素としての活用」が可能となるためには、より一層の精度の向上が必要であるとして将来的な課題として整理されている（その他の主要な議論として，丙ロ第１５２号証３３ないし３５ページ，丙ロ第１５５号証８，９ページ，丙ロ第１５６号証６０， 6 1ページ等)。そのため，これら確率論的手法については，現在でも更なる高度化のための検討が各種学協会，事業者，規制当局において続けられているところである。カ　このように，津波ＰＲＡは，本件事故前後において，その知見の進展に従って安全評価手法としての信頼性を増し，規制の領域においても，その活用範囲や程度を広げているのであるから，本件事故前の津波ＰＲ Aの開発及び規制における活用に向けた国や研究機関，事業者の取組に正当性が認められることは，一層明らかである。また，山口教授の意見書（丙¤第１３０号証）で述べられているとおり，仮に，本件事故前の確率論的準波ハザード解析手法の到達点を前提に暫定的なリスク評価を行ったとしても，その評価結果をもって，本件原発の主要建屋の敷地高さを上回る準波が浸水することを想定した施設・設備の設計見直しをする経営判断を行わせるに至ったとはいえないと評されるものであったし(前記第４の２ (2)エ)，マイアミ論文(甲ロ第２４号証，２５号証）等で用いられた専門家意見のばらつきをロジックツリーの分岐とその重み付けで再現するという手法は，科学的知見をできる限り客観的に評価するための解析方法としてその有効性が認められている上，前記3 (1)で述べたとおり，本件事故後に公表された「確率論的準波ハザード解析の方法」（丙ロ第１４５号証） 「準波ＰＲＡ標準」（丙ロ第１４６号証）及び「準波評価技術２０１６」（丙ロ第１４９号証）並びにこれらを参照しつつ行われている現行の基準適合性の審査のいずれにおいても，当該手法の合理性が認められているのであるから，確率論的準波ハザード解析結果が規制上の「参考情報としての活用」に供されるようになった現時点においても，なお通用する合理的な手法により行われたものであると認められる。したがって，いずれにしても，国や研究機関，事業者の取組の合理性が否定されることはない。
第５　おわりに
以上詳述したとおり，保安院は，発足直後から，決定論的手法に基づく規制を補完すべく確率論的手法を取り入れることが重要な規制課題の一つであると認識し，それに向けて制度的基盤の整備及び知識基盤の整備の両面から着実に取組を進めており，平成１４年８月における前記の一審被告国の対応(「長期評価の見解」を確率論で取り込んでいく旨の方針を了承したこと）も，それ自体が工学的に合理的であることはもとより，これまでに述べたような保安院の規制課題全体に対する取組と整合するものとして評価されるべきである。

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