令和２年(ヨ)第３５号四国電力伊方原発３号炉運転差止仮処分命令申立事件決定
主文
１ 本件申立てをいずれも却下する。
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
１ 債務者は，愛媛県西宇和郡伊方町九町字コチワキ３番耕地４０番地３において伊方発電所３号炉の運転をしてはならない。
２ 申立費用は，債務者の負担とする。
第２ 事案の概要
１ 本件は，債権者らにおいて，債務者が設置，運転している発電用原子炉施設である伊方発電所（以下「本件発電所」という。）３号炉（以下「本件原子炉」という。）及びその附属施設（本件原子炉とまとめて以下「本件原子炉施設」という。）は，特に地震に対する安全性を欠いており，それに起因する重大な事故が上記運転中に発生し，これにより大量の放射性物質が放出されて，債権者らの生命，身体，生活の平穏等の重大な法益に対する侵害が生ずる具体的危険があるとして，債務者に対し，人格権に基づく妨害予防請求権としての本件原子炉の運転差止請求権を被保全権利として，本件原子炉の運転の差止めを命ずる仮処分命令を申し立てる事案である。
２ 前提事実（争いのない事実又は疎明資料等により容易に認定できる事実（特に認定根拠を掲記しないものは，争いがないか，審尋の全趣旨により容易に認定できる事実である。））
⑴当事者
ア 債権者らは，広島市 a 区，広島市 b 区，広島市 c 区，広島市 d 区，広島県尾道市又は松山市に居住する者である。債権者らのうち松山市に居住する者の肩書住所地と本件発電所の距離は約６０㎞，その余の債権者らの肩書住所地と本件発電所との距離は約１００㎞（広島市）又は１３０㎞（広島県尾道市）である。
イ 債務者は，一部地域を除く四国４県へ電力供給を行う一般電気事業者であるとともに，本件発電所において，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。）２条５項所定の発電用原子炉を３機（１号炉ないし３号炉）設置している発電用原子炉設置者（同法４３条の３の８第１項）である。
⑵本件発電所の概要等
ア 本件発電所は，佐田岬半島の瀬戸内海側に位置している。
イ 本件発電所に設置されている３機の原子炉のうち，１号炉は平成２８年５月１０日付けで，２号炉は平成３０年５月２３日付けで，いずれも「発電事業の用に供する発電用の電気工作物」（電気事業法２７条の２７第１項３号）としては廃止され，その運転を終了した。
本件原子炉（３号炉）は，債務者において昭和５９年５月２４日，通商産業大臣（当時）に対し，原子炉設置変更（増設）許可申請を行い，昭和６１年５月２６日，同許可処分を受けた上，平成６年１２月１５日に営業運転を開始した発電用原子炉であって，その定格電気出力は，８９万キロワットである。
⑶原子力発電所の仕組み
ア 核分裂の仕組み
全ての物質は元素（原子）からなっており，原子の中心には原子核（陽子と中性子の集合体）がある。
１個の原子核が複数の原子核に分裂する現象を核分裂という。ウラン２３５の原子核は，核分裂の際に，大きなエネルギーとともに，核分裂生成物（放射性物質であるヨウ素１３１，キセノン１３３等）及び２個又は３個の中性子を発生させる。ウラン２３５は，核分裂性核種の一つとされ，中性子を吸収すると２個（まれに３個）に核分裂しやすい性質を有し，その核分裂によって発生した中性子の一部が別のウラン２３５の原子核に吸収されて次の核分裂を起こす（核分裂が次々と繰り返されることを核分裂連鎖反応という。）。
もっとも，ウラン２３５の原子核は，速度の遅い中性子（いわゆる熱中性子）に対する場合に核分裂しやすいところ，ウラン２３５の原子核の核分裂の際に生じる中性子は速度が速いため（いわゆる高速中性子），効率的にウラン２３５の核分裂を起こすには，核分裂によって生じた中性子の速度を熱中性子のそれにまで減速させる必要がある。また，核分裂を安定的に持続させていくためには，核分裂を起こす中性子の数を調整することも必要である。このため，原子炉では，前者の目的を達するために減速材を，後者の目的を達するために制御材を，それぞれ用いている｡
イ 原子力発電の仕組み
原子力発電は，核分裂連鎖反応によって持続的に生じるエネルギーを熱エネルギーとして取り出し，この熱エネルギーによって発生させた蒸気でタービンを回転させて行う発電である。
ウ 原子炉の種類
減速材を用いる原子炉のうち，減速材として軽水を用い，かつ，減速材を冷却材（炉心を冷却するとともに，原子炉で発生したエネルギーを取り出すための媒介となるもの）と兼用するものを軽水炉という。また，軽水炉は，(ｱ)冷却材を原子炉内で沸騰させ，その蒸気をタービンに直接送って発電するタイプのもの（沸騰水型原子炉）と，(ｲ)一次冷却系と二次冷却系を有し，原子炉で発生させた高温高圧の一次冷却材の持つ熱エネルギーを蒸気発生器を介して二次冷却系に伝達し，二次冷却系で発生した蒸気をタービンに送って発電するタイプのもの（加圧水型原子炉）に分けられる。
本件原子炉は，加圧水型原子炉である。
⑷本件原子炉施設の基本構成
ア 本件原子炉
(ｱ) 原子炉容器
原子炉容器は，燃料集合体等を収納する，胴部の厚さが約２０㎝の容器であり，内部は一次冷却材である軽水で満たされている。
(ｲ) 燃料集合体
燃料集合体は，原子力発電の燃料（本件原子炉にあっては，二酸化ウラン又はウラン・プルトニウム混合酸化物を用いた燃料）を成型し，焼き固めたペレットを燃料被覆管の中に詰めた燃料棒を束ねたものである。(ｳ) 制御材
ａ ホウ素
ホウ素は，中性子を吸収しやすい性質を利用し，一次冷却材に添加して一次冷却材中のホウ素濃度を調整することによって，原子炉内の中性子の数を調整する目的で用いられる。一次冷却材中のホウ素濃度の調整は，平常運転時においては，体積制御タンク，充てんポンプ，ホウ酸タンク，ホウ酸ポンプ等の設備から構成される化学体積制御設備において濃度を調整したホウ酸水を一次冷却設備に注入するなどして行われる。
ｂ 制御棒
制御棒は，本件原子炉においては，燃料集合体の上部から挿入できるよう組み込まれており，制御棒の先端（下端）は，常に燃料集合体の中に入った状態となっている。１つの燃料集合体に挿入される制御棒の全ては上部で束ねられており（制御棒クラスタ），これを駆動装置によって保持するとともに，原子炉内で上下に駆動させることで，原子炉内の中性子の数を調整し，核分裂の連鎖を安定した状態に制御する。
イ 一次冷却設備
一次冷却設備は，原子炉内で核分裂によって生じた熱エネルギーによって高温となった一次冷却材を蒸気発生器に送り，蒸気発生器内において一次冷却材と二次冷却材との間で熱交換を行い，その結果低温になった一次冷却材を，再び原子炉に戻し循環させる回路状の設備である。
ウ 二次冷却設備
二次冷却設備は，蒸気発生器内で熱交換を行って一次冷却材を除熱するとともに蒸気となった二次冷却材をタービンに送り，発電した後の蒸気を水に変えた後で，再び蒸気発生器に戻すための設備である。
エ 電気設備
(ｱ) 発電機
発電機は，二次冷却設備のタービンに同軸で直結され，タービンが回転するエネルギーをもとに電気を発生させる設備である。
(ｲ) 外部電源
外部電源は，本件発電所とは別の発電所で発電した電気を本件発電所に供給するための設備であり，発電機の停止中に本件発電所内の機器を運転するのに必要な電気の供給源として位置づけられている。
(ｳ) 非常用ディーゼル発電機
非常用ディーゼル発電機は，発電機が停止しかつ外部電源が喪失した場合に，発電所の安全を確保するために必要な設備を起動するための設備である。
(ｴ) 直流電源設備
直流電源設備は，２組のそれぞれ独立した蓄電池，充電器，直流コントロールセンタ等で構成され，発電機が停止し，かつ，外部電源及び非常用ディーゼル発電機からの交流電源を全て喪失した場合であっても，原子炉の温度，圧力等を監視・制御するために必要な機器に電気を供給することを目的としている。
オ 工学的安全施設
(ｱ) 原子炉格納容器
放射性物質を閉じ込める施設として，原子炉格納容器及びコンクリート遮へい壁を設けている。
原子炉格納容器は，原子炉及び一次冷却設備等を囲っている気密性の極めて高い密封容器であって，一次冷却材喪失事故（ Loss of CoolantAccident。以下「ＬＯＣＡ」という。）等が発生した場合に圧力障壁となり，放射性物質の放出に対する障壁となる。
コンクリート遮へい壁は，原子炉格納容器のさらに外側をコンクリートで囲んでおり，胴部の厚さは最大で約１４０㎝である。
原子炉格納容器とコンクリート遮へい壁の間には密閉された円環状空間であるアニュラス部を設け，二重格納の機能を持たせている。
(ｲ) 非常用炉心冷却設備
非常用炉心冷却設備は，仮にＬＯＣＡ等が発生して一次冷却材が減少し原子炉を冷却する機能が低下した場合であっても，原子炉容器内にホウ酸水を注入することで，燃料の重大な損傷を防止するための設備である。(ｳ) 原子炉格納容器スプレイ設備
原子炉格納容器スプレイ設備は，ＬＯＣＡ等が発生した場合に，核分裂により生成された放射性ヨウ素を吸収しやすくなる薬剤を添加しながら原子炉格納容器内にホウ酸水を噴霧することで，原子炉格納容器内の水蒸気を凝固させて圧力上昇を抑えるとともに，原子炉格納容器内に浮遊する放射性ヨウ素等を除去する機能を持つ。
(ｴ) アニュラス空気再循環設備
アニュラス空気再循環設備は，ＬＯＣＡ等が発生した場合に，アニュラス部を負圧に保つ一方，原子炉格納容器からアニュラス部に漏えいした空気を浄化しながら再循環させ，もって，上記漏えいに係る空気に含まれる放射性物質が外部へ放出されることを抑制するための設備である。
カ 使用済燃料ピット
使用済燃料ピットは，原子炉から取り出された使用済燃料を貯蔵する設備である。本件原子炉においては燃料取扱棟内に設置されており，壁面及び底部を鉄筋コンクリート造とし，その内面にステンレス鋼板を内張りした構造物である。
⑸２０１１年東北地方太平洋沖地震及び東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故
平成２３年３月１１日，２０１１年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。）が発生した。同地震は，三陸沖の太平洋海底を震源とする海溝型のプレート間地震（Ｍｗ（モーメントマグニチュード）９．０）であった。
その当時，東京電力株式会社（以下「東京電力」という。）福島第一原子力発電所（以下「福島第一原発」という。）には，いずれも沸騰水型軽水炉である発電用原子炉１号機ないし６号機が設置されていた。このうち，運転中であった１号機ないし３号機は，地震を感知した直後に自動的に緊急停止したものの，地震による外部からの送電設備の損傷や津波等により，結果的に，１号機，２号機は全電源を，３号機は全交流電源を，いずれも喪失した。このため，１号機ないし３号機は，冷却機能を失い，相次いで炉心溶融を起こした。そして，原子炉建屋の水素爆発（１号機及び３号機），ブローアウトパネルの脱落による原子炉建屋内部と外気との連絡（２号機）及びベント（原子炉格納容器内の圧力を下げるために放射性物質を含む空気をあえて排出する措置。１号機及び３号機）等により，放射性物質が大量に外部に放出された。（福島第一原発において上記のとおり生じた一連の事象をまとめて以下「福島第一原発事故」という。）
福島第一原発事故の結果，避難区域指定は福島県内の１２市町村に及び，避難した人数は，平成２３年８月２９日の時点において，合計約１４万６５２０人に達した。また，東京電力福島原子力発電所事故調査委員会法に基づいて設置された東京電力福島原子力発電所事故調査委員会（以下「国会事故調査会」という。）の調査によれば，福島第一原発を中心とする半径２０㎞圏内にある７つの病院と介護老人保健施設に入院し又は入所していた者で，平成２３年３月末までに死亡した者は，合計で少なくとも６０人に上った。
（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/90868/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。