主文
原判決を破棄する。
被上告人らの控訴を棄却する。
控訴費用及び上告費用は被上告人らの負担とする。
理由
上告代理人<略>ほかの上告受理申立て理由第４ないし第８について
１ 本件は，内閣総理大臣が昭和58年５月27日に動力炉・核燃料開発事業団（以下「動燃」という。）に対してした高速増殖炉「もんじゅ」（以下「本件原子炉」といい，これとその附属施設を併せて「本件原子炉施設」という。）に係る原子炉設置許可処分（以下「本件処分」という。）について，被上告人らが，内閣総理大臣の事務承継者である上告人に対し，その無効確認を求めるものである。
２ 原審の適法に確定した事実関係等の概要は，次のとおりである。
（１） 本件処分及びその後の経過について
動燃は，昭和55年12月10日，内閣総理大臣に対し，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（昭和61年法律第73号による改正前のもの。以下「規制法」という。）23条の規定に基づき，福井県敦賀市に本件原子炉を設置することの許可申請（以下「本件申請」という。）をした。
内閣総理大臣は，本件申請の規制法24条１項１号，２号及び３号（経理的基礎に係る部分に限る。）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に限る。）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，上記各委員会から上記各要件に適合していると認める旨の答申を受けた上で，昭和58年５月27日，本件申請が同項各号に適合していると認めて，これを許可する旨の本件処分をした。
その後，本件原子炉施設について，規制法27条１項の規定に基づく設計及び工事の方法の認可がされ，昭和60年10月から建設工事が開始された。本件原子炉施設は，平成６年４月に初臨界に成功し，同７年８月には初送電を達成した。しかし，同年12月８日，核原料物質，核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律28条１項の規定に基づく使用前検査の最中に，２次主冷却系のＣループの配管に取り付けられていた温度計のさや管の細管部が破損し，この破損部から配管室内に２次冷却材ナトリウムが約３時間40分にわたって漏えいする事故（以下「本件ナトリウム漏えい事故」という。）が発生し，漏えいしたナトリウムが空気中の酸素と反応してナトリウム火災を起こした。以後，上記の使用前検査は中止され，本件原子炉は運転を停止している。
なお，動燃は，平成10年10月１日，核燃料サイクル開発機構となった（平成10年法律第62号附則２条）。
（２） 本件原子炉施設の安全審査の審査基準について
ア 本件申請に対する原子力安全委員会及び同委員会に置かれた原子炉安全専門審査会による原子炉施設の安全性に関する審査（以下「本件安全審査」という。）において用いられた審査基凖に，昭和55年11月６日原子力安全委員会決定「高速増殖炉の安全性の評価の考え方について」（以下「評価の考え方」という。）がある。「評価の考え方」は，液体金属冷却高速増殖炉の特徴を十分踏まえて原子炉施設の位置，構造及び設備が災害の防止上支障がないものであることを評価する必要があるとし，その評価に当たっては，研究開発，建設及び運転を通じて蓄積されつつある多くのデータ，解析手法等の実績について十分考慮するとともに適切な余裕を見込む必要がある旨を述べ，その評価に当たって適用され，又は参考とすべき既存の各種安全審査指針との関係を示している。
これを踏まえて，本件安全審査においては，原子炉施設の基本設計又は基本的設計方針として，[1] 原子炉の平常運転によって放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように，平常運転時における被ばく低減対策が適切に講じられていること，[2] 原子炉施設に事故が発生することにより放射性物質の有する潜在的危険性が顕在化しないように，自然的立地条件との関係を含めた事故防止対策が適切に講じられていることが，確認されるべき事項とされていた。
イ 発電用軽水型原子炉施設を対象とした指針である昭和53年９月29日原子力委員会決定「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価指針」という。）は，原子炉施設の設計の基本方針の妥当性を確認するための安全評価として，原子炉施設の「通常運転」の状態を超えた事象，すなわち，「運転時の異常な過渡変化」（原子炉の運転状態において原子炉施設寿命期間中に予想される機器の単一故障若しくは誤動作又は運転員の単一誤操作などによって，原子炉の通常運転を超えるような外乱が原子炉施設に加えられた状態，及びこれらと類似の頻度で発生し，原子炉施設の運転が計画されていない状態に至る事象）について評価を行い，次いで，「事故」（「運転時の異常な過渡変化」を超える異常状態であって，発生頻度は小さいが，発生した場合は原子炉施設からの放射能の放出の可能性があり，原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要がある事象）について評価を行わなければならないとするものである。
そして，「評価の考え方」は，その別紙「液体金属冷却高速増殖炉（ＬＭＦＢＲ）の安全設計と安全評価について」のIIにおいて，液体金属冷却高速増殖炉の安全評価に当たっては，安全評価指針を参考とするとともに，液体金属冷却高速増殖炉の特徴を踏まえて評価する必要がある旨を述べ，「運転時の異常な過渡変化」及び「事故」として選定して評価を行うべき代表的事象を掲げ，それぞれについての評価に関する判断の基準を示している。このうち「事故」についての評価に関しては，想定した事故事象によって外乱が原子炉施設に加わっても，事象に応じて炉心の溶融のおそれがないこと及び放射線による敷地周辺への影響が大きくならないよう核分裂生成物放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認しなければならないとされ，このことを確認する基準は，[1] 炉心は大きな損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却が可能であること，[2] 原子炉格納容器の漏えい率は，適切な値以下に維持されること，[3] 周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと，とされている（「評価の考え方」別紙のIIの（３．２）。
（３） 「２次冷却材漏えい事故」に係る安全審査について
ア 「評価の考え方」別紙のIIが「事故」として選定して安全評価を行うべきものとする事象のうち炉心冷却能力の低下にかかわるものの一例が，２次冷却材漏えい事故である（同別紙のIIの（２．２）の[2]）。
２次冷却材漏えい事故とは，原子炉出力運転中に何らかの原因で２次主冷却系配管が破損し２次冷却材ナトリウムが漏えいする事故のことをいう。２次冷却材漏えい事故については，本件申請において，これが発生した場合に事故の拡大を防止するための対策の一つとして，漏えいしたナトリウムとコンクリートとが直接接触することを防止するために，床面に鋼製のライナを設置し，漏えいしたナトリウムを貯留タンク等へ導き貯留するという設計がされている。
本件安全審査においては，２次冷却材漏えい事故が発生した場合に備えて，漏えいしたナトリウムとコンクリートとの直接接触を避けるため床面に鋼製のライナを設置するという対策を行うことが本件原子炉施設の基本設計を構成するものとして審査の対象とされ，そして，床ライナの板厚，形状等の細部は，審査の対象とされず，後続の設計及び工事の方法の認可の段階で規制の対象とされる具体的な詳細設計及び工事の方法に当たるとされた。
イ ２次冷却材漏えい事故が生ずると，中間熱交換器での除熱能力が低下し，原子炉容器入口のナトリウム温度が上昇するため，炉心の安全な冷却ができなくなる可能性がある。また，漏えいしたナトリウムの顕熱及び燃焼熱によって部屋の雰囲気温度あるいは床面に設けたライナの温度が上昇することにより，同ライナが果たすべきナトリウムとコンクリートの接触防止機能に悪影響を与える可能性があるとともに，空気雰囲気の部屋の内圧が上昇して建物及び構築物の健全性を損なう可能性がある。そこで，動燃は，２次冷却材漏えい事故を想定し，炉心冷却能力に与える影響についての解析及び漏えいナトリウムによる熱的影響についての解析を行った。
炉心冷却能力に与える影響については，事故ループ以外の他の２次側のループの一つも除熱能力を失うが残りの１ループは健全であるという仮定の下で解析されたが，その結果は，原子炉が自動停止し，事故ループ以外の残りの１ループの主冷却系により原子炉停止後の崩壊熱が除去され，燃料被覆管及び１次冷却材ナトリウムの温度は過度に上昇することがなく，炉心の冷却能力は失われず，原子炉冷却材バウンダリの健全性が損なわれないというものであった。
漏えいナトリウムによる熱的影響についての解析の結果は，内圧上昇が建物及び構築物の耐圧限界より十分に低く，床ライナの最高温度が設計温度の500℃を下回り，建物コンクリートの温度も過度に上昇することなく，健全性が損なわれることがないというものであった。なお，設計温度とは，床ライナがこの温度まで全面一様に加熱されても，熱膨張によって部屋の壁と干渉しないように設計するために設定されるもので，この温度を超えれば直ちに床ライナが機能を喪失するというものではない。
そして，原子力安全委員会は，本件安全審査において，これらの解析の内容と結果を妥当なものと判断した。
なお，動燃は，昭和60年２月18日に本件原子炉の設置変更許可申請（２次主冷却系循環ポンプ等の設備の変更に伴うもの）を行い，同年８月９日に同申請の一部補正を行ったが，この一部補正の中で，漏えいナトリウムの熱的影響を評価する事故解析について，床ライナの設計温度を530℃に変更した上，床ライナの最高温度はこれを下回るとした。
ウ 本件ナトリウム漏えい事故では，漏えい箇所直下近傍の床ライナ（板厚約６mm）に凹凸が生じ，全体として上下方向にたわみが認められ，局所的に0.5mmないし1.5mm程度の板厚減少が観察され，床ライナの加熱温度は最高で750℃と推定されている。動燃は，その原因等を解明するため２回にわたって燃焼実験を実施した。平成８年４月８日の燃焼実験Ｉでは，鋼鉄製の円筒容器内でナトリウムを漏えいさせたところ，床ライナを模擬した鋼製の受け皿に貫通損傷はなかったものの，最大約１mmの減肉が認められ，受け皿で測定された温度が740℃ないし750℃で推移した。同年６月７日の燃焼実験IIでは，コンクリート製容器内でナトリウムを漏えいさせたところ，厚さ約６mmの鋼製の床ライナに５箇所の貫通孔が認められ，床ライナで測定された温度がおおむね800℃ないし850℃で推移した。
本件ナトリウム漏えい事故及び燃焼実験Ｉでは，室内からの湿分の供給が少なかったため，水酸化ナトリウムの生成が少なく，酸化ナトリウムと鋼板（鉄）が高温で反応して複合酸化物を形成することにより腐食するナトリウム・鉄複合酸化型腐食が生じたと考えられる。他方，燃焼実験IIでは，実験を行った容器の容積が小さかったこと等から，ナトリウムの燃焼に伴い室内の温度が高温となってコンクリート壁から多量の水分が放出され，これにより生成された水酸化ナトリウム等の溶融体に，過酸化ナトリウムが溶け込んで過酸化物イオンとなり，床ライナ（鉄）を急速に腐食させる溶融塩型腐食（界面反応による腐食）が生じたと考えられる。そして，溶融塩型腐食は，ナトリウム・鉄複合酸化型腐食より約５倍腐食速度が速いことが判明した。
この鉄，ナトリウム及び酸素が関与する激しい腐食の知見は，本件処分当時の高速増殖炉の開発及びその安全審査の関係者にとっては，問題意識があれば知り得た知見であったものの，知られていなかったため，前記のとおり，本件安全審査においては，床ライナの健全性については熱膨張によって機械的に破損するか否かということに重点を置いた審査がされた。
エ 本件ナトリウム漏えい事故後に，動燃は，現状の本件原子炉施設において２次冷却材ナトリウムが漏えいしたときに床ライナに最も腐食速度の速い溶融塩型腐食が生ずると仮定して，ナトリウム燃焼解析を実施したが，その解析条件は，漏えいナトリウムの初期温度を507℃，部屋の初期温度を35℃，相対湿度を80％（これは，溶融塩型腐食を発生させるに足りる室内の湿分を想定したものであり，夏の湿度の高い日に相当する。），ナトリウムの漏えい継続時間を80分から82分等としたものであった。その解析結果は，板厚約６mmの床ライナの減肉量が中央値で3.2mmないし3.3mmであり，上限値で5.2mmないし5.5mmであった。
（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/52392/detail2/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。
出典：「訟務重要判例集データベース」（法務省）（https://shoumudatabasep.moj.go.jp/hanreiSearch/HanreiSearch）を加工して作成（加工：TaiLexi AI）。訟務月報52巻7号2119頁。