主文
１ 原判決を取り消す。
２ 被控訴人らの請求をいずれも棄却する。
３ 訴訟費用は，第１，２審とも被控訴人らの負担とする。
事実及び理由
第１章当事者の求めた裁判
第１ 控訴人
１ 原判決を取り消す。
２ 被控訴人らの請求をいずれも棄却する。
第２ 被控訴人ら
本件控訴をいずれも棄却する。
第２章事案の概要
第１ 本件は，石川県羽咋郡志賀町赤住所在の志賀原子力発電所（以下「本件原発」という）に増設された２号原子炉（以下「本件原子炉」という）が運。。転されれば，平常運転時又は地震等の異常事象時に環境中に放出される放射線及び放射性物質によって被ばくすることにより自己の生命・身体等に回復し難い重大な被害を受ける旨主張する被控訴人らが，人格権又は環境権に基づき，その侵害を予防するため，本件原子炉を設置した控訴人に対し，その運転の差止めを求めた事案の控訴審である。
原審が，本件原子炉の耐震設計は妥当性を欠くため，本件原子炉の運転により被控訴人らが許容限度を超える放射線を被ばくする具体的危険性があるとして請求を認容したところ，控訴人が本件控訴を提起した。なお，当審で７名が訴えを取り下げた結果，被控訴人らは合計１２８名となった。
第２ 前提事実
次の事実は，争いがないか，文中に記載した証拠及び弁論の全趣旨によって明らかに認められる。
なお，証拠の摘示方法は，以下の例に従う。
甲１（１）甲第１号証の１頁
甲８１９（添５）甲第８１９号証の添付資料５
乙６（添１－１－１）乙第６号証の添付書類１の１－１頁
乙８（添図１）乙第８号証の添付書類である図１
乙９２（添１８）乙第９２号証の別添１８頁
乙１０６（添１－①）乙第１０６号証の添付資料－１－①
乙１０９（添３－１）乙第１０９号証の添付資料３－１
乙１２５－１－１乙第１２５号証の１の１頁
乙１２５－添７乙第１２５号証の別添資料７頁
乙１２７－１－１乙第１２７号証の１の１頁
乙１２７－１－参１乙第１２７号証の１の参考資料１頁
証人甲野太郎（①１）原審における証人甲野太郎の証言（複数期日にわたって尋問が実施された場合に，１度目の期日にお
ける尋問調書の１頁）
１当事者
(1) 被控訴人らは，その大部分が石川県及び富山県に居住する者である。それ以外の都府県に居住する者の内訳は，福島県が１名，新潟県が４名，東京都が３名，神奈川県が１名，静岡県が２名，岐阜県が１名，愛知県が１名，滋賀県が１名，奈良県が１名，大阪府が１名，兵庫県が１名，岡山県が１名，広島県が１名，熊本県が１名である。
(2) 控訴人は，富山県，石川県，福井県の一部，岐阜県の一部を供給区域とする電気事業法上の一般電気事業を営む株式会社である。
２ 本件原子炉の増設の経緯等
(1) 控訴人は，平成９年５月２０日，平成１０年法律第６２号による改正前の核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（以下「原子炉等規。，制法」という）２６条に基づき，通商産業大臣（現経済産業大臣）に対し本件原発において本件原子炉を増設する旨の原子炉の設置変更許可を申請した（以下「本件設置変更許可申請」という。通商産業大臣は，同法２６。）条４項，２４条２項に基づき，同法２４条１項１号，２号及び３号（経理的基礎に係る部分）の各要件適合性については原子力委員会に，同項３号（技術的能力に係る部分）及び４号の各要件適合性については原子力安全委員会にそれぞれ諮問し，平成１１年３月２９日原子力安全委員会から，同月３０日原子力委員会からそれぞれ各要件に適合していると認める旨の答申を受けた上で，同年４月１４日，控訴人に対し，本件設置変更許可申請に係る本件原子炉の増設を許可する旨の処分をした（以下，通商産業大臣及び原子力安全委員会が本件設置変更許可申請に対して同法２４条１項３号（技術的能力に係る部分）及び４号の各要件適合性について行った審査を「本件安全審査」という。控訴人は，同年８月２７日，本件原子炉及びその附属施設。）（以下「本件原子炉施設」という）の建設に着工し，平成１７年４月２６。日，試運転を開始し，平成１８年３月１５日に本件原子炉の営業運転を開始した。建設に要した費用は，約３７５０億円であった〔甲９５３（１２。
４ ，乙１９２〕）
(2) 控訴人は，電力需要が中長期的には民生用需要を中心として着実に増加するものと想定し，将来にわたる電力の安定供給の確保，環境の保全の観点から，電源多様化の中核として必要不可欠な電源として，本件原子炉施設を建設した。
３ 本件原子炉の特徴
(1) 我が国で稼働している商業用の実用発電用原子炉（発電の用に供する原子炉）は，いずれも，冷却材及び減速材（これらは後記４(1)で説明する）。に軽水（その分子が水素原子２，酸素原子１で構成されている水）を用いる軽水型原子炉（以下「軽水炉」という）であり，軽水炉には，原子炉で水。を沸騰させ，発生した蒸気で直接タービンを回す構造の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）と，高圧を加えられた水が高温に熱せられて循環し（一次冷却系，）これとは別の循環系統（二次冷却系）との間で熱交換が行われ，二次冷却材が蒸気となってタービンを回す構造の加圧水型原子炉（ＰＷＲ）とがあるが，本件原子炉は，改良型沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）であって（以下「ＢＷＲ」という概念はＡＢＷＲを含んだ意味で用い，ＡＢＷＲを除く場合には，「従来型ＢＷＲ」という，その熱出力は約３９２万６０００キロワット，。）電気出力は約１３５万８０００キロワットである〔乙５（４。）〕
(2) ＡＢＷＲは，通商産業省第三次軽水炉標準化プラントと位置づけられ，昭和６０年に開発を完了したものであって，開発目標は，①安全性・信頼性の向上，②運転性・操作性の向上，③作業者の被ばく線量の低減，④経済性の向上であり，主たる特徴は，次のとおりである〔甲３３９，甲７３８，乙４（１０７，１０８。）〕
ア 外部再循環ループの配管をなくしてインターナルポンプを採用した。
イ インターナルポンプの採用によって大口径配管破断事故の想定の必要がなくなったので，ＥＣＣＳ（非常用炉心冷却設備）は小容量とされた。
ウ 水圧駆動方式であった従来型制御棒駆動装置に代えて，水圧駆動方式と電気駆動方式とを併用する改良型制御棒駆動機構（ＦＭＣＲＤ）を採用し，駆動源の多様化を図った。
エ 従来の鋼製自立型格納容器に代え，原子炉建屋と一体化した円筒型鉄筋コンクリート製原子炉格納容器を採用し，耐震性の向上を図った。
オ 熱効率の改善等を行い，電気出力を１３５万キロワット級の大容量プラントとした。
(3) 我が国で稼動している商業用の実用発電用原子炉のうち，ＡＢＷＲは，本件原子炉のほか，東京電力株式会社（以下「東京電力」という）柏崎刈羽。原子力発電所（以下「柏崎刈羽原発」ということもある）６号機及び７号。機並びに中部電力株式会社（以下「中部電力」という）浜岡原子力発電所。５号機のみである〔乙１９３。〕
４ 原子力発電の仕組み
(1) ウラン２３５などの原子核（核分裂性原子核）は，中性子を吸収するなどして不安定な状態になると，分裂して二つ以上の別の原子核（核分裂生成物）に変わるとともに，数個の中性子を放出する（核分裂反応）ことがあるが，このとき分裂前の原子核が質量として持っていた結合エネルギーの一部が新しく発生した原子核等の運動エネルギーに変わる。こうして発生した中性子は光速に近い速度を持つが，これを別の物質（減速材）に衝突させて十分に減速すれば（このように減速された中性子を熱中性子という，別の。）核分裂性原子核に吸収され易くなり，核分裂反応を継続させることができる。また，核分裂反応により発生した原子核等が周囲の物質に衝突すると，周囲の物質の熱運動を増大させる（温度を上昇させる）から，核分裂性物質の周囲を別の物質（冷却材）で満たしておけば，核分裂性物質が冷却材を暖める燃料として働き，熱エネルギーを取り出すことができる〔甲１（３３ない。し３５，甲６３５の１（１１，甲６３７の１（１２，乙１（１７，２１，）））
２２ ，乙２（１，６，１０，１２ないし１８，乙７の１（４，乙８（１）））ないし３，証人Ｂ（①３ないし６〕））
(2) 原子力発電においては，原子炉内で核分裂反応を発生させ，取り出した熱エネルギーを用いて水蒸気を発生させ，これを発電機のタービンに吹き付けて回転させるという方法で発電している。ＡＢＷＲである本件原子炉施設では，本判決別紙１「タービン設備系統概要図」のとおりの設備を用いて，原子炉圧力容器内で発生させた水蒸気をタービンに導き，復水器で管内に海水を流して冷やした配管に触れさせて液体に戻し，給水加熱器を介して原子炉内に戻している。
自然界に存在するウランは，大部分（約９９．３パーセント）が核分裂反応を起こし難いウラン２３８であり，核分裂性物質であるウラン２３５は約０．７パーセントにすぎない。我が国の原子力発電所では，一般に，燃料としてウラン２３５の濃度を数パーセントに高めた二酸化ウランを円柱状に焼き固めて燃料ペレット（二酸化ウラン焼結燃料）にして用いている。〔甲４（１２０，甲６３５の１（２０，乙１（１９，２０，乙４（１０）））７ないし１１５，乙６（１０，添２－１，８－４－５９，８－６－１６，））乙７の１（４，乙８（１，２，添図１，証人Ｂ（①３，７，８〕）））
(3) 原子力発電所は，原子炉の出力を一定にするため，核分裂反応の量が一定に維持される（臨界）ように制御しながら運転する。ＢＷＲは，中性子を吸収するための制御棒の出し入れと，炉心を流れる冷却水の流量（再循環流量）の調節により，炉心の出力（核分裂反応の量）が一定になるように制御し運転する。
すなわち，ＢＷＲでは冷却水中に沸騰による気泡が存在するので，再循環流量が変化すると単位体積当たりの減速材（冷却水）の量が変化する。このため，再循環流量を変化させることにより，熱中性子の量，つまり核分裂反応の量を調節することができる。また，運転を継続することにより燃料中のウラン２３５の濃度が低くなると，制御棒を若干引き抜いてこれに吸収される中性子の量を減らすとともに再循環流量を減らして中性子の量を調節し，運転時間に応じて再循環流量を増加していく。
〔乙１（２２，２３，乙７の１（６，７，乙８（２，３，証人Ｂ（①４）））ないし８〕）
５ 本件原子炉施設の構造等
(1) 原子炉本体
ア炉心
本件原子炉の炉心は，高さ約３．７メートル，等価直径約５．２メートルの直円柱形で，８７２本の燃料集合体と２０５本の制御棒で構成されている〔乙６（９，２６，添８－１－５，６，８－３－１，９８。）〕
イ 燃料体
本件原子炉では，燃料材にウラン２３５の濃度を数パーセント含む二酸化ウランを円柱状に焼き固めた燃料ペレット（二酸化ウラン焼結燃料）が使用されている。この燃料ペレットを円筒形被覆管に挿入し，両端を密封したものが燃料棒であり，７４本の燃料棒と２本のウォーターロッドを９行９列の正方形に配列したものが燃料集合体であり，その概要は本判決別紙２「燃料集合体概要図」のとおりである〔乙６（１０，１１，６５，。添８－３－４ないし８，２１，９９．１００，１１１，乙８（１，３，）１９，添図１０，証人Ｂ（①７，８〕））
ウ 制御材
本件原子炉では，炉心に生じた中性子数を調整し，核分裂反応を制御するため，その内部に中性子吸収材（ほう素又はハフニウム）が詰められた十字形の制御棒が使用されており，制御棒駆動機構によりこれを炉心内に挿入，引き抜きすることにより，前記制御が行われている。制御棒の概要は本判決別紙３「制御棒概要図(1)及び(2)」のとおりである。制御棒駆動機構は，電動駆動方式と水圧駆動方式が併用されており，原子炉の起動・停止等の通常時の制御棒の挿入，引き抜きは電動駆動方式で，原子炉の緊急停止時の制御棒の挿入は水圧駆動方式で行われる〔乙６（２５ないし。３０，７１，添８－３－２，３４ないし４４，１０３ないし１０５，１２４，１２５，乙８（２，１６，添図２，添図５，添図６，証人Ｂ（①））４，５〕）
エ 圧力容器
前記アの炉心は，圧力容器に収められている。この圧力容器は，円筒形の胴部に皿形の底部を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上ぶたをボルト締めする構造となっており，胴下部の円錐スカートで支持されるとともに，上部は横振防止機構により原子炉遮蔽壁で支持されている。圧力容器の胴部内径は約７．１メートル，胴部肉厚は約１７０ミリメートル，全高（内のり）は約２１メートルで，その材料には低合金鋼が使用され，ステンレス鋼及び高ニッケル合金の内張りがされている。また，放射線遮蔽体として，圧力容器周囲のコンクリート壁，原子炉格納容器円筒部のコンクリート壁及び原子炉格納容器上部のコンクリート平板並びに原子炉建屋原子炉棟側面のコンクリート壁が設けられている〔乙６（１２，１３，６３，。添８－４－７，８〕）
（長文のため、ここでは本文の冒頭のみを掲載しています。全文はこのページの表示後に読み込まれます。原本は原本PDFをご覧ください。）
出典：裁判所ウェブサイト「裁判例検索」（https://www.courts.go.jp/hanrei/37463/detail4/index.html）。本文は同サイト掲載の判決書PDFからTaiLexi AIがテキスト化・整形したもの（正確な文言は原本PDFを参照）。判示事項・裁判要旨・参照法条は裁判所の公表どおり。