平成２９年（ヨ）第２号玄海原発再稼働禁止仮処分申立事件
決定
当事者の表示別紙１当事者目録記載のとおり
主文
１ 本件申立てを却下する。
２ 申立費用は債権者らの負担とする。
理由
第１ 申立ての趣旨
債務者は，玄海原子力発電所３号機及び４号機を運転してはならない。
第２ 事案の概要
１ 事案の要旨
本件は，債権者らが，人格権による妨害予防請求権に基づき，債務者が設置している玄海原子力発電所３号機（以下「本件３号機」という。）及び４号機（以下「本件４号機」といい，本件３号機と併せて「本件各原子炉施設」という。）の運転の差止めを命ずる仮処分命令を申し立てた事案である。
２ 前提事実（当事者間に争いのない事実並びに証拠及び審尋の全趣旨により容易に認められる事実）
⑴当事者
ア 債権者らは，佐賀県，福岡県，長崎県，熊本県又は山口県に居住する者である。
イ 債務者は，福岡市に本店を置き，電気事業等を営む株式会社である。⑵本件各原子炉施設の概要
本件各原子炉施設は，いずれも佐賀県東松浦郡玄海町大字今村（東松浦半島の北西先端部）に所在し，加圧水型原子炉（ＰＷＲ）を使用する発電用原子炉施設であり，その詳細は，次のア又はイ記載のとおりである。
ア 本件３号機
(ｱ) 運転開始平成６年３月
(ｲ) 定格電気出力１１８．０万キロワット
(ｳ) 原子炉熱出力３４２万３０００キロワット
(ｴ) 燃料種別，装荷量
低濃縮（約３～４％）二酸化ウラン燃料及びプルトニウム・ウラン混合酸化物（ＭＯＸ）燃料，約８９トン
イ 本件４号機
(ｱ) 運転開始平成９年３月
(ｲ) 定格電気出力１１８．０万キロワット
(ｳ) 原子炉熱出力３４２万３０００キロワット
(ｴ) 燃料種別，装荷量
低濃縮（約３～４％）二酸化ウラン燃料，約８９トン
⑶原子力発電所の仕組み
ア 原子力発電所では，原子炉でウラン２３５等を核分裂させ，その際に生ずるエネルギーを蒸気の形で取り出し，蒸気でタービンを回し，タービンにより駆動される発電機で発電を行う。
イ 全ての物質は，原子から成り立っており，原子は，原子核とその周りを周回する電子から構成されている。
ウラン２３５等の原子核が，中性子を吸収すると，二つから三つの異なる原子核に変化する核分裂が起こり，これにより膨大なエネルギーが発生するとともに，核分裂生成物と２から３個の速度の速い中性子（高速中性子）が生ずる。そして，この中性子の一部が他のウラン２３５等の原子核に吸収されて次の核分裂を起こし，連鎖的に核分裂が維持される現象を，核分裂連鎖反応と呼び，こうした核分裂が安定的に継続する状態を，臨界状態という。
ウ ウラン２３５等の原子核が中性子を吸収して核分裂する確率は，中性子の速度が遅い場合に大きくなるため，核分裂を継続させるためには，高速中性子の速度を速度の遅い熱中性子の速度まで減速させる必要があり，原子炉では，減速材が用いられる。また，核分裂連鎖反応を安定した状態に制御するためには，核分裂を起こす中性子の数を調整する必要があり，原子炉では，中性子を吸収する物質である制御棒及び制御材を用いている。
エ 原子炉には，減速材及び冷却材（原子炉内で発生する熱を炉外に取り出し，炉心を冷却するために用いる物質）の組合せによっていくつかの種類があり，減速材及び冷却材の両者の役割を果たすものとして軽水を用いるものを軽水型原子炉という。軽水型原子炉のうち，高圧の１次冷却材を原子炉で高温水とし，これを蒸気発生器に導き，蒸気発生器で高温水の持つ熱エネルギーを，２次冷却設備を流れている２次冷却材に伝えてこれを蒸気に変え，この蒸気をタービンに送る方式の原子炉を加圧水型原子炉という。
⑷加圧水型原子炉を使用する本件各原子炉施設の仕組み
加圧水型原子炉を使用する本件各原子炉施設は，ア）１次冷却設備，イ）２次冷却設備，ウ）電気設備，エ）工学的安全施設等により構成されており，その概要は，以下のとおりである。
ア １次冷却設備
１次冷却設備は，(ｱ)原子炉，(ｲ)加圧器，(ｳ)蒸気発生器，(ｴ)１次冷却材ポンプ及び(ｵ)１次冷却材管から構成されており，原子炉内で生じた熱エネルギーで１次冷却材を高温水とした上で，これを蒸気発生器に導き，蒸気発生器内において２次冷却材を蒸気にする機能を果たしている。蒸気発生器内で温度が下がった１次冷却材は，再び原子炉に戻される。本件各原子炉施設には，それぞれ４組の循環回路（４ループ）を設置している。(ｱ) 原子炉は，燃料集合体，制御棒及び制御材，１次冷却材並びにこれらの設備を収める原子炉容器から構成されている。本件各原子炉施設は，それぞれ一つの原子炉を設置している。
ａ 原子炉容器は，上部と底部が半球形となっている円筒型の容器であり，本件各原子炉施設の場合，高さ約１２．９ｍ，内径約４．４ｍ，胴部の厚さ約２０㎝である。
ｂ 燃料集合体は，ウランやプルトニウムの酸化物を小さな円柱形に焼き固めたペレットを約３００個燃料被覆管（長さ約４ｍ，ジルコニウム合金製）の中に詰め，両端を溶接して密封した燃料棒を束ねたものである。本件各原子炉施設の場合，燃料棒を２６４本束ねた燃料集合体１９３体をそれぞれ炉心に装荷している。
ｃ 制御棒は，中性子を吸収する能力を有しており，これを原子炉内の燃料集合体に出し入れすることにより中性子の数を調整し，核分裂の数を調整することで，原子炉の出力を制御する設備である。制御棒には，銀，インジウム，カドミウム合金が用いられており，燃料棒とほぼ同じ長さ，径のステンレス鋼で被覆されている。
本件各原子炉施設では，２４本の制御棒を束ねた制御棒クラスタを，原子炉内の特定の位置にある５３体の燃料集合体に挿入し又は引き抜くことができるように設置している。制御棒クラスタは，電動の駆動装置により挿入又は引抜きをすることができ，通常運転時には，ほぼ全部が引き抜かれた状態であるが，事故時等には，自重により自動的に急速挿入され，速やかに原子炉を停止させる。
ｄ １次冷却材は，原子炉容器の内部を満たしており，熱エネルギーを伝達する役割と中性子を減速させる役割を果たしている。
ｅ 加圧水型原子炉では，制御材として，１次冷却材に中性子を吸収する性質を持つほう素（ほう酸）を添加し，この濃度を調整することにより中性子の数を調整し，原子炉の出力制御を行っている。
(ｲ) 加圧器は，１次冷却材が沸騰しないよう，１次冷却材を高い圧力で一定に制御するための機器である。本件各原子炉施設は，それぞれ１台の加圧器を設置している。
(ｳ) 蒸気発生器は，熱交換器であり，１次冷却材と２次冷却材の境界を形成している。蒸気発生器の伝熱管内を流れている１次冷却材から，伝熱管の外側を流れている２次冷却材に熱が伝わり，２次冷却材が蒸気となり，タービンに導かれる。本件各原子炉施設の場合，４基ずつ蒸気発生器を設置している。
(ｴ) １次冷却材ポンプは，１次冷却材を循環させる機器であり，蒸気発生器の１次冷却材出口側に設置される。本件各原子炉施設の場合，それぞれ４台ずつ１次冷却材ポンプを設置している。
(ｵ) １次冷却材管は，原子炉で発生した熱を蒸気発生器に運ぶための１次冷却材が通るステンレス鋼製配管であり，原子炉容器，蒸気発生器及び１次冷却材ポンプ相互を連絡し，循環ループを形成している。
イ ２次冷却設備
２次冷却設備は，蒸気系統，タービン，復水器，主給水ポンプ，主蒸気管等から構成されており，蒸気発生器で発生した蒸気をタービンに導き，タービンを回転させる。タービンを回転させた蒸気は，復水器において海水で冷却されて水となり，ポンプで再び２次冷却材として蒸気発生器へ送られる。
ウ 電気設備
タービンの回転により(ｱ)発電機において電気が発生し，変圧器を通じて送電線に送られる。
原子力発電所内の機器を運転するのに必要な電気は，通常時においては(ｱ)発電機から所内変圧器を通じて供給するが，発電機の起動，停止時には，(ｲ)送電線（外部電源）から主変圧器，所内変圧器を通じて供給することができ，また，(ｳ)別系統の送電線（外部電源）から予備変圧器を通じて供給することもできる。
その他，(ｱ)発電機が停止し，かつ，(ｲ)(ｳ)外部電源も喪失した場合に備え，発電所内に(ｴ)非常用ディーゼル発電機が設けられている。
原子炉等を監視，制御するために必要な機器に電気を供給する計測制御用電源設備（計装用電源設備）に対しては，上記の機器を運転するのに必要な電気と同じく，(ｱ)発電機，(ｲ)(ｳ)外部電源及び(ｴ)非常用ディーゼル発電機から供給されるが，これらの全てが喪失した場合に備え，更に(ｵ)蓄電池が設けられている。
エ 工学的安全施設
１次冷却設備及び２次冷却設備の故障等により燃料の重大な損傷及びそれに伴う多量の放射性物質が放散される可能性がある場合に，これらを防止又は抑制するため，(ｱ)非常用炉心冷却設備（ＥＣＣＳ），(ｲ)原子炉格納施設，(ｳ)原子炉格納容器スプレイ設備及び(ｴ)アニュラス空気浄化設備等から構成される工学的安全施設を設置している。
(ｱ) 非常用炉心冷却設備は，ほう酸水を注入するポンプを有する高圧注入系及び低圧注入系，加圧されたほう酸水を貯えるタンクを有する蓄圧注入系で構成され，１次冷却材喪失事故時等において，原子炉を冷却するとともに安全に停止するため，ほう酸水を１次冷却設備（原子炉内）に注入する。
(ｲ) 原子炉格納施設は，原子炉格納容器及びアニュラス部で構成されている。原子炉格納容器は，１次冷却設備を格納する容器であり，気密性が確保されていて，１次冷却材喪失事故時等において圧力障壁となり，かつ，放射性物質の放散に対する最終の障壁となる。アニュラス部は，原子炉格納容器に設けられた配管などの貫通部等から漏えいした空気をアニュラス空気浄化設備で処理するために設けられた，原子炉格納容器を取り巻く密閉された空間である。
(ｳ) 原子炉格納容器スプレイ設備は，格納容器スプレイポンプ，スプレイリング等で構成されている。１次冷却材が原子炉格納容器内に放出された場合に，核分裂により生成した放射能を持つヨウ素（放射性ヨウ素）を吸収する性質を持つ苛性ソーダを燃料取替用水タンクに貯蔵するほう酸水に添加しながら，原子炉格納容器内にスプレイして圧力，温度を下げるとともに，空気中の放射性ヨウ素を除去する機能を持つ。
(ｴ) アニュラス空気浄化設備は，１次冷却材が原子炉格納容器内に放出された場合に，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させるための設備である。
⑸新規制基準の策定等
ア 平成２３年３月１１日に発生した東北地方太平洋沖地震（以下「東北地方太平洋沖地震」という。）に伴う福島第一原子力発電所の事故（以下「福島第一原発事故」という。）を契機として，平成２４年法律第４７号が成立したことにより，原子力規制委員会設置法（以下「設置法」という。）が制定されるとともに，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。）等が改正された（以下，平成２４年法律第４７号による各法律の改正を併せて「本件改正」といい，本件改正後の原子炉等規制法を「改正原子炉等規制法」という。）。イ(ｱ) 改正原子炉等規制法は，発電用原子炉を設置しようとする者は，政令で定めるところにより，原子力規制委員会の許可（以下「原子炉設置許可」という。）を受けなければならないと規定する（４３条の３の５第１項）とともに，原子炉設置許可を受けた者は，同条２項２号から５号まで又は８号から１０号までに掲げる事項を変更しようとするときは，政令で定めるところにより，原子力規制委員会の許可（以下「設置変更許可」という。）を受けなければならないと規定する（４３条の３の８第１項）。
(ｲ) 改正原子炉等規制法は，原子炉設置許可及び設置変更許可の基準として，発電用原子炉施設の位置，構造及び設備が核燃料物質若しくは核燃料物質によって汚染された物又は発電用原子炉による災害の防止上支障がないものとして原子力規制委員会規則で定める基準に適合するものであることと規定し（４３条の３の６第１項４号，４３条の３の８第２項），これを受けて，原子力規制委員会は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（平成２５年原子力規制委員会規則第５号。以下「設置許可基準規則」という。乙２１〔110頁〕，１０９〔117頁〕）を定め，併せて，設置許可基準規則の解釈を定める「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成２５年原規技発第１３０６１９３号。乙４５。以下「設置許可基準規則解釈」という。）を制定した。
（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/87631/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。