【事件の表示】
　特願２０１３−５５０１１８「小型原子力発電システム」拒絶査定不服審判事件〔平成２５年　６月２７日国際公開、ＷＯ２０１３／０９４１９６〕について、次のとおり審決する。
【結　論】
　本件審判の請求は、成り立たない。
【理　由】
第１　手続の経緯
　本願は、２０１２年（平成２４年）１２月１９日（優先権主張　平成２３年１２月２０日　日本）を国際出願日とする出願であって、平成２８年３月２８日付け（発送同年４月５日）で拒絶理由が通知され、同年６月６日に意見書が提出されるとともに手続補正がされたが、同年６月３０日付け（送達　同年７月５日）で拒絶査定（以下「原査定」という。）がされ、これに対し、同年１０月５日に拒絶査定不服審判請求がなされるとともに、同時に手続補正がなされたものである。
　
第２　平成２８年１０月５日になされた手続補正（以下「本件補正」という。）についての補正却下の決定
［補正却下の決定の結論］
　本件補正を却下する。
　
［理由］
１　補正の内容
　本件補正は、本件補正前（平成２８年６月６日になされた手続補正）の特許請求の範囲を、以下のとおりに補正する内容を含むものである（下線は補正箇所を示す。）。
　本件補正前の特許請求の範囲の請求項１につき、
「ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属燃料が被覆管に封入され、直径を５〜１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下に形成された燃料棒を複数束ねて一体化してなる燃料集合体を複数備える炉心と、
　直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成されるとともに、底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に１ｍ以上の高さの空間部が設けられた原子炉容器と、
　前記原子炉容器内に充填され、前記金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する金属ナトリウムからなる一次冷却材と、
　前記炉心の外周囲を囲んで設置され、前記炉心の金属燃料から放射される中性子を前記金属燃料側に反射し、前記金属燃料から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して前記金属燃料を臨界状態とする中性子反射体とを備え、
　前記中性子反射体は、前記原子炉容器の上部側に設けられた空間部の高さより低い高さであって前記燃料棒の高さの１／２以下の高さに形成されるとともに、前記燃料棒の高さ方向に移動可能に支持され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって移動操作されることにより、前記炉心の金属燃料と対向する位置が下方側から上方側に向かって移動され、前記金属燃料を下方側から上方側に向かって順次臨界状態とする原子炉と、
　前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材が循環する主熱交換器と、
　前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材によって駆動されるタービンと、
　前記二次冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機と
を備えることを特徴とする小型原子力発電システム。」
とあったものを、
「
ジルコニウム、
と
合金からなる
フェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる
　直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成されるとともに、底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に１ｍ以上の高さの空間部が設けられた原子炉容器と、
　前記原子炉容器内に充填され、前記金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する金属ナトリウムからなる一次冷却材と、
　前記炉心の外周囲を囲んで設置され、前記炉心の金属燃料から放射される中性子を前記金属燃料側に反射し、前記金属燃料から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して前記金属燃料を臨界状態とする中性子反射体とを備え、
　前記中性子反射体は、前記原子炉容器の上部側に設けられた空間部の高さより低い高さであって前記燃料棒の高さの１／２以下の高さに形成されるとともに、前記燃料棒の高さ方向に移動可能に支持され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって移動操作されることにより、前記炉心の金属燃料と対向する位置が下方側から上方側に向かって移動され、前記金属燃料を下方側から上方側に向かって順次臨界状態とする原子炉と、
　前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材が循環する主熱交換器と、
　前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材によって駆動されるタービンと、
　前記二次冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機と
を備えることを特徴とする小型原子力発電システム。」
に補正。
　
２　補正の目的
（１）本件補正は、補正前の請求項１において、「金属燃料」に関して、「ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属燃料」であったもののうち「ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９の双方を含有する金属燃料」に限定した上で、さらに、「ジルコニウム」も含有するとの限定を付加するとともに、「被覆管」に関して、「フェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる」との限定を付加するものである。
　
（２）上記補正について検討する。
　上記（１）の補正は、いずれも限定を付加する補正であるから、当該補正は、特許法第１７条の２第５項第２号に掲げる特許請求の範囲の減縮を目的とするものに該当する。
　
３　独立特許要件について
　そこで、本件補正後の請求項１に係る発明（以下「本願補正発明」という。）が、特許出願の際独立して特許を受けることができるものであるかどうか（特許法第１７条の２第６項において準用する同法第１２６条第７項に規定する要件を満たすか否か）について検討する。
（１）本願補正発明の認定
　本願補正発明は、上記「１」において、本件補正後のものとして記載したとおりのものと認める。
　
（２）刊行物の記載及び引用発明
ア　原査定における拒絶理由に引用された、本願の優先日前に日本国内において頒布された刊行物である、米国特許出願公開第２０１０／３０３１９３号明細書（以下「引用文献１」という。訳は特表２０１２−５２９０５１号公報に基づいて当審が付した。）には、以下の記載がある（なお、下線は当審が付した。以下同じ。）。
（ア）「Traditional Metal Fuels
［0008］ Metal fuel was the first fuel to be used in nuclear reactors. Later ceramic fuels became common because the early metal fuels were not capable of extended life in a reactor core. Furthermore, there were concerns of excessive fuel cladding interaction at high temperatures.
［0009］ The deficiencies of the early metal fuels were addressed with a configuration capable of very high reactor exposures where metal fuel alloys prevented excessive fuel cladding interactions (See FIG. 1). FIG. 2 shows a cross-section of an irradiated metal fuel element. The types of metal fuels used in FIG. 1 had significant safety advantages over ceramic fuels because of high thermal conductivities of the metal fuels. Over 100,000 metal fuel elements have been utilized as driver fuel in 
the Experimental Breeder Reactor (EBR-II)
the Fast Flux Test Facility (FFTF)
・・・
［0011］ 
The fuel pin inside the cladding of the older EBR-II and FFTF metal fuel is an alloy of uranium-molybdenum, uranium-zirconium, or uranium-plutonium-zirconium
（従来の金属燃料
[0008]　金属燃料は、核反応炉で使用された最初の燃料である。その後、セラミックが普及し出したが、これは、初期の金属燃料には炉心内での延命化を図る余地がなかったためである。また、高温での燃料とクラッディングの過剰な相互作用も懸念事項であった。
[0009]　初期の金属燃料の欠陥は、金属燃料合金が過剰な燃料クラッディング相互作用を生じさせない非常に高い反応炉曝露を可能にする構成によって解決が図られた（図１参照）。図２は、照射された金属燃料要素の断面を示している。図１の使用されている金属燃料の型式は、当該金属燃料の高い熱伝導率のおかげで、セラミック燃料に勝る安全上の有意な利点を有している。１００，０００を超す金属燃料要素が
実験用増殖炉（Experimental Breeder Reactor）（「ＥＢＲ-II」）
高速線束試験施設（Fast Flux Test Facility）（ＦＦＴＦ）
・・・
[0011]　
旧式のＥＢＲ−II及びＦＦＴＦ金属燃料の、クラッディング内部の燃料ピンは、ウラン−モリブデン、ウラン−ジルコニウム、又はウラン−プルトニウム−ジルコニウム、の合金である
　
（イ）「[0018] Certain embodiments of the present invention may provide a long-life fuel cartridge core that fixes fuel costs for 15 or more years. Other embodiments may provide
 a Small Modular Reactor (SMR)
（[0018]　本発明の一部の特定の実施形態は、燃料コストを１５年又はそれ以上に亘って固定化する長寿命の燃料カートリッジ炉心を提供するものである。他の実施形態は、燃料コストを１５年又はそれ以上の年数を含め多年に亘って固定化し且つオンサイト燃料補給の必要性を排除する長寿命の燃料カートリッジ炉心を含んでいる
小型モジュール式反応炉（Small Modular Reactor）（「ＳＭＲ」）
　
（ウ）「［0030］ A metal particulate fuel system is described. The metal fuel system may include particulate metal fuel for use in nuclear reactors. The particulate metal fuel may include a plurality of particles of at least one enriched alloy where the particles are compacted into a fuel column. The metal particulate fuel system may also include a cladding and/or a gas-filled plenum.
［0031］ A metal fuel system 301 according to an embodiment of the present invention can be seen in FIG. 3. 
A fuel cladding tube 303
Cladding dimensions may depend on reactor design
For existing reactor designs, cladding outer diameter ranges from approximately 0.5 to approximately 1.5 cm
The fuel cladding tube 303 may be composed of low swelling HT-9 or oxide dispersion strengthened (ODS) HT-9
・・・
[0034] T
he metal fuel particles 307 may be vibrated or impacted in the fuel cladding tube 303 , preferably to a density of 75% or less, into a fuel column 305
[0035] The fuel column 305 may be held in place by a restrainer 309, such as a simple spring arrangement or some other device to at least temporarily maintain pressure. Other restraining devices may be used, such as a small diameter rod instead of a spring. An initial gas in a plenum 311 would preferably be a gas sufficient to enhance thermal conductivity, e.g., helium. The fuel column 305 to gas plenum 311 volume ratio may be approximately 0.8 to approximately 2.0. 
A height of the fuel column 305 may range between approximately 0.5 m and approximately 1.5 m, dependent on a particular reactor
（[0030]金属微粒子燃料システムを説明する。金属燃料システムは、核反応炉で使用するための微粒子状金属燃料を含むことができる。微粒子状金属燃料は、少なくとも１つの濃縮合金の複数粒子を含んでおり、それら粒子は燃料カラムへ締固められている。金属微粒子燃料システムは、更に、クラッディング及び／又はガス充填プレナムを含むことができる。
[0031]本発明の或る実施形態による金属燃料システム３０１は、図３に見ることができる。
燃料クラッディング管３０３
クラッディングの寸法は、反応炉設計によって異な
既存の反応炉設計については、クラッディング外径は、大凡０．５ｃｍから大凡１．５ｃｍの範囲であり、
燃料クラッディング管３０３は、低スウェリングＨＴ−９又は酸化物分散強化型（oxide dispersion strengthened）（「ＯＤＳ」）ＨＴ−９から構成されていてもよい
・・・
[0034]　
金属燃料粒子３０７は、燃料クラッディング管３０３の中で、好適には７５％又はそれ以下の密度まで、加振されるか又は突固められて、燃料カラム３０５にされ
[0035]燃料カラム３０５は、単純なばね仕掛け又は少なくとも一時的に加圧を維持する何か他の装置の様な拘束具３０９によって所定の場所に保持されている。ばねの代わりに小径ロッドの様な他の拘束用装置が使用されていてもよい。プレナム３１１の中の初期ガスは、好適には、熱伝導率を高めるのに十分であるガス、例えば、ヘリウムということになろう。燃料カラム３０５対ガスプレナム３１１の体積比は、大凡０．８対大凡２．０とすることができる。
燃料カラム３０５の高さは、それぞれ特定の反応炉に応じて、大凡０．５ｍから大凡１．５ｍの間の範囲とすることができる
　
（エ）「[0075] 
An exemplary SMR system 501
may include a uranium-fueled core 503, submerged in a tank 505 of ambient pressure liquid sodium 507
The SMR system 501 may also include control rods 513 and be encased in concrete 515. The liquid sodium 507 from the tank 505 may be pumped by a pump 509 through the core 503 to carry heat away to a heat exchanger 511, also submerged in the tank 505 of sodium 507
[0076] FIG. 6 shows t
he SMR system 501 within a larger energy generation system 601
The heated sodium 507 may pass through the heat exchanger 511 to heat secondary sodium, which in turn passes through a heat exchanger 603 where the secondary sodium heats supercritical
carbon dioxide. The heated supercritical carbon dioxide may then be used to spin a gas turbine to make electricity in an electrical generator 605 in a carbon dioxide Brayton cycle building 607
（[0075]図５に示されている、本発明の例示となる
ＳＭＲシステム５０１は、大気圧液体ナトリウム５０７のタンク５０５に沈められているウラン燃料炉心５０３を含
更に、制御棒５１３を含んでいて、コンクリート５１５に包まれ
タンク５０５からの液体ナトリウム５０７はポンプ５０９によって炉心５０３に送り込まれ、炉心を通って、熱を、同じくナトリウム５０７のタンク５０５内に沈められている熱交換器５１１へ運び去
[0076]図６は、
大型エネルギー生成システム６０１内のＳＭＲシステム５０１
加熱されたナトリウム５０７は、熱交換機５１１に通され、二次的なナトリウムを加熱
加熱された二次的なナトリウムが今度は熱交換器６０３に通され、そこで二次的なナトリウムは、超臨界
二酸化炭素を加熱
加熱された超臨界二酸化炭素は、次に、二酸化炭素ブレイトンサイクル建屋６０７内の発電機６０５で電気を作るためのガスタービンを回すのに使用される
　
（オ）ＦＩＧ．５，６（図５及び６）は次のものである。
　
（カ）上記（ア）ないし（エ）の記載を踏まえて、上記（オ）の図５を見ると、小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のタンク５０５の底部側にウラン燃料炉心５０３が沈められ、上部側のウラン燃料炉心５０３の高さより十分に高い空間にナトリウム５０７が充填されている点を見てとることができ、また、上記（オ）の図６を見ると、熱交換器６０３は小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１の外部に設置され、超臨界二酸化炭素は熱交換器６０３によって加熱されて循環して発電機６０５のガスタービンを回すのに使用される点がみてとれる。
　
（キ）引用文献１の小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１は、旧式の実験用増殖炉（ＥＢＲ−II）及び高速線束試験施設（ＦＦＴＦ）の課題を解決して、「金属燃料の加工」（上記「ア」「（ア）」）により、「燃料コストを１５年又はそれ以上の年数を含め多年に亘って固定化し且つオンサイト燃料補給の必要性を排除する長寿命の燃料カートリッジ炉心」を提供するものである（上記「ア」「（イ）」）から、旧式の実験用増殖炉（ＥＢＲ−II）及び高速線束試験施設（ＦＦＴＦ）の金属燃料であるウラン−モリブデン、ウラン−ジルコニウム、又はウラン−プルトニウム−ジルコニウムの合金のいずれかが用いられることは明らかである。
　そして、引用文献１の小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のウラン燃料炉心５０３に関して、「燃料クラッディング管３０３の寸法は、反応炉設計によって異なり、既存の反応炉設計については、クラッディング外径は、大凡０．５ｃｍから大凡１．５ｃｍの範囲であり、低スウェリングＨＴ−９又は酸化物分散強化型（ＯＤＳ）ＨＴ−９から構成されていてもよい」（上記「ア」「（ウ）」）とされ、また、「金属燃料粒子３０７は、燃料クラッディング管３０３の中で、好適には７５％又はそれ以下の密度まで、加振されるか又は突固められて、燃料カラム３０５にされ、燃料カラム３０５の高さは、それぞれ特定の反応炉に応じて、大凡０．５ｍから大凡１．５ｍの間の範囲とすることができる」（上記「ア」「（ウ）」）とされるから、引用文献１の小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のウラン燃料炉心５０３は、金属燃料のクラッディング内部の燃料ピンが、ウラン−モリブデン、ウラン−ジルコニウム、又はウラン−プルトニウム−ジルコニウムの合金のいずれかであって、また、ウラン燃料炉心５０３の燃料クラッディング管が、外径が０．５〜１．５ｃｍの低スウェリングＨＴ−９又は酸化物分散強化型（ＯＤＳ）ＨＴ−９のいずれかからなるものであってよいといえる。
　ここで、当該ＨＴ−９はフェライトステンレススチール（フェライト系ステンレス鋼）であり（後記引用文献４に記載の技術的事項参照）、また、燃料としてのウラン及びプルトニウムがウラン（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９であることは本願優先日当時の技術常識である。
　そうすると、引用文献１には、燃料ピンをウラン（２３５，２３８）−プルトニウム２３９−ジルコニウムの合金となし、燃料クラッディング管の外径を０．５〜１．５ｃｍのＨＴ−９（フェライト系ステンレス鋼）となし、燃料クラッディング管の中の燃料カラム３０５の高さを０．５〜１．５ｍとなす小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１が記載されているといえる。
　
（ク）引用発明１
　上記（ア）ないし（キ）によれば、引用文献１には、次の発明（以下「引用発明１」という。）が記載されているものと認められる。
「加熱されたナトリウム５０７が、熱交換機５１１に通され、二次的なナトリウムを加熱し、加熱された二次的なナトリウムが今度は熱交換器６０３に通され、そこで二次的なナトリウムが、超臨界二酸化炭素を加熱し、前記加熱された超臨界二酸化炭素が、次に、二酸化炭素ブレイトンサイクル建屋６０７内の発電機６０５で電気を作るためのガスタービンを回すのに使用される大型エネルギー生成システム６０１内の、
　燃料ピンをウラン（２３５，２３８）−プルトニウム２３９−ジルコニウムの合金となし、燃料クラッディング管の外径を０．５〜１．５ｃｍのＨＴ−９（フェライト系ステンレス鋼）となし、燃料クラッディング管の中の燃料カラム３０５の高さを０．５〜１．５ｍとなす小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１であって、
　前記小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１は、大気圧液体ナトリウム５０７のタンク５０５に沈められているウラン燃料炉心５０３を含み、更に、制御棒５１３を含んでいて、コンクリート５１５に包まれ、前記タンク５０５からの液体ナトリウム５０７はポンプ５０９によって炉心５０３に送り込まれ、炉心を通って、熱を、同じくナトリウム５０７のタンク５０５内に沈められている熱交換器５１１へ運び去り、
　前記小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のタンク５０５の底部側にウラン燃料炉心５０３が沈められ、上部側のウラン燃料炉心５０３の高さより十分に高い空間にナトリウム５０７が充填され、前記熱交換器６０３は小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１の外部に設置され、超臨界二酸化炭素は熱交換器６０３によって加熱されて循環して発電機６０５のガスタービンを回すのに使用される、
　大型エネルギー生成システム６０１。」
　
イ　原査定における拒絶理由に引用された、本願の優先日前に日本国内において頒布された刊行物である、特開平８−１５４７３号公報（以下「引用文献２」という。）には、以下の記載がある。
（ア）「【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は
制御棒に代えて炉心外周に設けた反射体により炉心燃料の燃焼を制御するナトリウム冷却型の高速炉
【０００２】
【従来の技術】従来、この種の反射体駆動装置の一例としては、特開平６−５９０６９号（特願平４−２１２８４８号）公報に開示されたものがある。この反射体駆動装置を用いた原子炉は、図３０に示すように原子炉容器１内に、複数の核燃料を装荷した炉心２と、この炉心２の外周に同心状に配設される環状の反射体３と、この反射体３のさらに外周に同心状に配設される環状の中性子遮蔽体４とをナトリウムからなる冷却材（一次ナトリウム）５とともに収容し、炉心２を炉心支持板６により支持している。
【０００３】また、原子炉容器１は、その上部内に冷却材５を原子炉容器１内で強制循環させる電磁ポンプ７と、冷却材５を媒体として送られる熱を別系統に熱交換する中間熱交換器８と、原子炉運転停止後の崩壊熱を除去する崩壊熱除去コイル９を収容している。冷却材５であるナトリウムは図中実線矢印で示すように炉心２を流出してその上方の中間熱交換器８に流入し、その後、電磁ポンプ７から噴出されて再び炉心２に流入して循環する。二次ナトリウムは二次ナトリウム入口１０から流入し、図中破線矢印で示すように中間熱交換器８を介して冷却材（一次ナトリウム）５と熱交換した後、二次ナトリウム出口１１から流出する。
【０００４】ところで、
反射体３は炉心２の核燃料から放射される中性子を受けて、この中性子を再び炉心２側へ反射して戻すことにより、炉心２内の核燃料の燃焼を促進させるものであ
って、反射体３が炉心２の外周に位置するときは、炉心２の核燃料の燃焼が促進され
逆に、反射体３が炉心２の外周に位置しないときは、炉心２からの中性子は反射体３で反射されずに、径方向外方へ拡散され、炉心２の核燃料の燃焼は促進されない
【０００５】この反射体３の位置を制御する従来の反射体駆動装置は、原子炉起動時および停止時にその起動位置と停止位置とに、それぞれ反射体３を高速に移動させる高速反射体駆動装置Ａと、原子炉通常運転時に上記起動位置から炉心２の核燃料の燃焼最終位置まで反射体３を超微速で徐々に移動させる超微速反射体駆動装置Ｂとを有し、高速反射体駆動装置Ａが超微速反射体駆動装置Ｂを昇降自在に支持することにより、反射体３を高速に上昇または降下駆動可能な構成となっている。
【０００６】つまり、
超微速反射体駆動装置Ｂは反射体３を例えば３ｍ／１０年の超微速で上昇させ、１０年で炉心２の核燃料を完全に燃焼させるものであり、その間燃料の交換は行わない
　
（イ）「【００７４】図２４〜図２６は本発明に係る高速炉の反射体駆動装置の第７実施例を示す。この実施例は支持部材２９にばね１０３を取り付けたものである。図２４は原子炉起動前の状態を示し、図２５は冷却材５の流体圧を利用して反射体３を原子炉の起動位置に流体駆動した状態を示し、図２６は反射体駆動装置４０の上昇駆動に伴って反射体３が原子炉燃料を燃焼させる最終位置まで超微速に移動された状態を示す。
【００７５】まず、図２４に示すように原子炉起動前の状態において、反射体３はその自重によりばね１０３を圧縮した位置にある。原子炉を起動させる位置には、図２５に示すように反射体駆動装置４０が炉心バレル３０に吸着支持されており、この反射体駆動装置４０がストッパとなって流体圧により上昇した反射体３を原子炉の起動位置で固定し、図示しない連結機構により反射体駆動装置４０と反射体３を連結する。この時、ばね１０３は起動時の流体駆動負荷を軽減して反射体３の迅速な移動を可能にするとともに、原子炉の停止時においては流体圧を与える電磁ポンプ７の停止による反射体３下降時の衝撃を軽減する。原子炉通常運転時の燃焼状態において、反射体３は図２６に示すように反射体駆動装置４０の上昇駆動に伴って原子炉起動位置から原子炉燃料を燃焼させる最終位置まで超微速に移動される。」
　
（ウ）図２３ないし２６は次のものである。
　
（エ）上記（ア）及び（イ）の記載を踏まえて、上記（ウ）の図２３ないし２６を見ると、原子炉の反射体３は炉心２の高さと比較すると小さな高さを有するものとして記載されている。
　
（オ）引用発明２
　上記（ア）ないし（エ）によれば、引用文献２には、次の発明（以下「引用発明２」という。）が記載されているものと認められる。
「反射体が炉心の核燃料から放射される中性子を受けて、この中性子を再び炉心側へ反射して戻すことにより、炉心内の核燃料の燃焼を促進させるものであって、反射体が炉心の外周に位置するときは、炉心の核燃料の燃焼が促進され、逆に、反射体が炉心の外周に位置しないときは、炉心らの中性子は反射体で反射されずに、径方向外方へ拡散され、炉心の核燃料の燃焼は促進されない、制御棒に代えて炉心外周に設けた反射体により炉心燃料の燃焼を制御するナトリウム冷却型の高速炉であって、
　原子炉の前記反射体は前記炉心の高さと比較すると小さな高さを有し、
　超微速反射体駆動装置は反射体を例えば３ｍ／１０年の超微速で上昇させ、１０年で炉心の核燃料を完全に燃焼させるものであり、その間燃料の交換は行わない、ナトリウム冷却型の高速炉。」
　
ウ　原査定における拒絶理由に引用された、本願の優先日前に日本国内において頒布された刊行物である、特開２００５−４９１３５号公報（以下「引用文献３」という。）には、以下の記載がある。
（ア）「【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、液体金属冷却型原子力プラント（液体金属冷却型原子炉）に関し、特に、冷却材の液体金属の漏洩時に火災などの危険が小さい液体金属冷却型原子力プラントに関する。
【０００２】
【従来の技術】
従来の典型的な液体金属冷却型原子力プラントでは、炉心を冷却する１次冷却材である液体金属としてナトリウムが主に使われ
１次冷却材のナトリウムにより加熱される２次冷却材である液体金属も主にナトリウムが使われ、２次冷却材のナトリウムは原子炉容器の外部に設けた冷却器を介して３次冷却材によって冷却される構成となっている
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】
ナトリウムは熱伝導率が高く、熱輸送の点で優れている。しかし、ナトリウムは漏洩時の火災発生と水との急激な反応の可能性があるので、その影響を緩和するために、漏洩時の検知装置、火災防止装置などの安全対策設備が必要である。また、融点が９８℃で、純度管理を考慮して１５０℃以上に予熱して温度で使われる。系統の配管、弁、機器などナトリウムが流れる部分には予熱昇温するヒータ、温度制御器、保温設備が必要とされ、これらの設備が膨大である。このためこれらの
設備を簡素化し、建設コストを削減する
　
（イ）「【００１９】
［第３の実施の形態］
図３は本発明に係る液体金属冷却原子力プラントの第３の実施の形態の概略構成図である。本実施の形態の液体金属冷却原子力プラントでは、
２次冷却材系を省略し、１次冷却材
３を原子炉容器１の外部に設けた１次熱交換器５で直接３次冷却材
９で冷却する
　
（ウ）上記（ア）及び（イ）によれば、引用文献３には、次の技術的事項（以下「引用文献３に記載の技術的事項」という。）が記載されているものと認められる。
「従来の典型的な液体金属冷却型原子力プラントでは、炉心を冷却する１次冷却材である液体金属としてナトリウムが主に使われ、１次冷却材のナトリウムにより加熱される２次冷却材である液体金属も主にナトリウムが使われ、２次冷却材のナトリウムは原子炉容器の外部に設けた冷却器を介して３次冷却材によって冷却される構成となっているが、２次冷却材系を省略し、１次冷却材３を原子炉容器１の外部に設けた１次熱交換器５で直接３次冷却材９で冷却することで設備を簡素化し建設コストを削減する点。」
　
エ　本願の優先日前に日本国内において頒布された刊行物である、特開昭６０−２１１３８９号公報（以下「引用文献４」という。）には、以下の記載がある。
（ア）「本発明は、原子炉燃料要素被覆管に関し、・・・」（１頁左欄最下行）
　
（イ）「ＨＴ−９はＣｒ１２Ｗ／Ｏ、Ｍｏ１Ｗ／Ｏを含むフェライトステンレススチール合金である。」（４頁右下欄１０〜１２行）
　
（ウ）上記（ア）及び（イ）によれば、引用文献４には、次の技術的事項（以下「引用文献４に記載の技術的事項」という。）が記載されているものと認められる。
「原子炉燃料要素被覆管に関して、ＨＴ−９はフェライトステンレススチール合金である点。」
　
（３）対比・判断
ア　対比
　本願補正発明と引用発明１を対比する。
（ア）引用発明１の「小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のウラン燃料炉心５０３」は、「燃料ピンをウラン（２３５，２３８）−プルトニウム２３９−ジルコニウムの合金となし、燃料クラッディング管の外径を０．５〜１．５ｃｍのＨＴ−９（フェライト系ステンレス鋼）となし、燃料クラッディング管の中の燃料カラム３０５の高さを０．５〜１．５ｍとなす」ものであるところ、当該燃料クラッディング管を複数束ねて一体化することは従来周知の構成であるから、上記引用発明１の「小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のウラン燃料炉心５０３」と、本願補正発明の「ジルコニウム、ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９とを含有する合金からなる金属燃料がフェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる被覆管に封入され、直径を５〜１５ｍｍとしその長さを２．５ｍ以下に形成された燃料棒を複数束ねて一体化してなる燃料集合体を複数備える炉心」とは、「ジルコニウム、ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９とを含有する合金からなる金属燃料がフェライト系ステンレス鋼からなる被覆管に封入され、直径を５〜１５ｍｍに形成された燃料棒を複数束ねて一体化してなる燃料集合体を複数備える炉心」の点で一致する。
　
（イ）引用発明１の小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１の原子炉容器としての「タンク５０５」は、「底部側にウラン燃料炉心５０３が沈められ、上部側のウラン燃料炉心５０３の高さより十分に高い空間にナトリウム５０７が充填され」るものであるから、本願補正発明の「直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成されるとともに、底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に１ｍ以上の高さの空間部が設けられた原子炉容器」と「底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に空間部が設けられた原子炉容器」の点で一致する。
　
（ウ）引用発明１の小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１は、「加熱されたナトリウム５０７が、熱交換機５１１に通され、二次的なナトリウムを加熱し、加熱された二次的なナトリウムが今度は熱交換器６０３に通され、そこで二次的なナトリウムが、超臨界二酸化炭素を加熱し、前記加熱された超臨界二酸化炭素が、次に、二酸化炭素ブレイトンサイクル建屋６０７内の発電機６０５で電気を作るためのガスタービンを回すのに使用され」、「前記熱交換器６０３は小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１の外部に設置され、超臨界二酸化炭素は熱交換器６０３によって加熱されて循環して発電機６０５のガスタービンを回すのに使用される」ものである。
　よって、引用発明１の「加熱されたナトリウム５０７が、熱交換機５１１に通され、二次的なナトリウムを加熱し、加熱された二次的なナトリウムが今度は熱交換器６０３に通され、そこで二次的なナトリウムが、超臨界二酸化炭素を加熱し、前記加熱された超臨界二酸化炭素が、次に、二酸化炭素ブレイトンサイクル建屋６０７内の発電機６０５で電気を作るためのガスタービンを回すのに使用され」、「前記熱交換器６０３は小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１の外部に設置され、超臨界二酸化炭素は熱交換器６０３によって加熱されて循環して発電機６０５のガスタービンを回すのに使用される」小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１と、本願補正発明の「前記原子炉容器内に充填され、前記金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する金属ナトリウムからなる一次冷却材」及び「前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、前記一次冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材が循環する主熱交換器」を備える原子炉とは、それぞれ、「前記原子炉容器内に充填され、金属ナトリウムからなる一次冷却材」及び「前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる冷却材が循環する主熱交換器」の点で一致する。
　また、引用発明１の「加熱されたナトリウム５０７が、熱交換機５１１に通され、二次的なナトリウムを加熱し、加熱された二次的なナトリウムが今度は熱交換器６０３に通され、そこで二次的なナトリウムが、超臨界二酸化炭素を加熱し、前記加熱された超臨界二酸化炭素が、次に、二酸化炭素ブレイトンサイクル建屋６０７内の発電機６０５で電気を作るためのガスタービンを回すのに使用され」、「前記熱交換器６０３は小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１の外部に設置され、超臨界二酸化炭素は熱交換器６０３によって加熱されて循環して発電機６０５のガスタービンを回すのに使用される」小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１と、本願補正発明の「前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる二次冷却材によって駆動されるタービンと、前記二次冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機」とは、「前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる冷却材によって駆動されるタービンと、前記冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機」の点で一致する。
　
（エ）引用発明１の「小型原子力発電システム」は本願補正発明の「大型エネルギー生成システム６０１」に相当する。
　
（オ）以上（ア）ないし（エ）での検討によれば、本願補正発明と引用発明１は、
「ジルコニウム、ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９とを含有する合金からなる金属燃料がフェライト系ステンレス鋼からなる被覆管に封入され、直径を５〜１５ｍｍに形成された燃料棒を複数束ねて一体化してなる燃料集合体を複数備える炉心と、
　底部側に前記燃料集合体が装填され、上部側に空間部が設けられた原子炉容器と、
　前記原子炉容器内に充填され、金属ナトリウムからなる一次冷却材と、
　前記原子炉の外部に設置され、前記原子炉によって加熱された前記一次冷却材が導管を介して供給されるとともに、冷却材と熱交換されて加熱される超臨界二酸化炭素よりなる冷却材が循環する主熱交換器と、
　前記主熱交換器によって加熱されて循環する前記超臨界二酸化炭素よりなる冷却材によって駆動されるタービンと、
　前記冷却材によって駆動されるタービンにより駆動される発電機と
を備える小型原子力発電システム。」
である点で一致し、下記各点で相違する。
　
ａ　「燃料棒」が、本願補正発明は、「長さを２．５ｍ以下」とするのに対して、引用発明１は、このような特定がない点（以下「相違点１」という。）。
　
ｂ　本願補正発明の、「原子炉容器」は、「直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成されるとともに」、上部側に「１ｍ以上の高さの」空間部が設けられたのに対して、引用発明１の原子炉容器としての「タンク５０５」は、このような特定がない点（以下「相違点２」という。）。
　
ｃ　本願補正発明は、「金属ナトリウム」は、「前記金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する」ものであるのに対して、引用発明１の「ナトリウム」は、このような特定がない点（以下「相違点３」という。）。
　
ｄ　「原子炉」が、本願補正発明では、「前記炉心の外周囲を囲んで設置され、前記炉心の金属燃料から放射される中性子を前記金属燃料側に反射し、前記金属燃料から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上に維持して前記金属燃料を臨界状態とする中性子反射体とを備え、前記中性子反射体は、前記原子炉容器の上部側に設けられた空間部の高さより低い高さであって前記燃料棒の高さの１／２以下の高さに形成されるとともに、前記燃料棒の高さ方向に移動可能に支持され、移動機構により前記炉心の下方側から上方側に向かって移動操作されることにより、前記炉心の金属燃料と対向する位置が下方側から上方側に向かって移動され、前記金属燃料を下方側から上方側に向かって順次臨界状態とする」原子炉であるのに対して、引用発明１では、「制御棒５１３を含」む原子炉である点（以下「相違点４」という。）。
　
ｅ　「超臨界二酸化炭素」が、本願補正発明では、「一次冷却材と熱交換されて加熱される」「二次冷却材」であるのに対して、引用発明１では、「二次的なナトリウムが、超臨界二酸化炭素を加熱」する、三次冷却材である点（以下「相違点５」という。）。
　
イ　判断
（ア）相違点１及び２について検討する。
　引用発明１は、小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１であるところ、原子炉容器を円筒状とすることは常套手段である。
　また、（中に燃料カラム３０５を含む）燃料クラッディング管３０３を複数束ねたものであるといえるウラン燃料炉心５０３の大きさに関して、「燃料クラッディング管の中の燃料カラム３０５の高さを０．５〜１．５ｍとなす」ことに照らして、燃料クラッディング管の高さ（長さ）を「燃料クラッディング管の中の燃料カラム３０５の高さを０．５〜１．５ｍ」を含み得る適宜の高さ（長さ）として２．５ｍ以下となし、かつ、当該大きさのウラン燃料炉心５０３を収容し得る適宜の大きさとして、タンク５０５（原子炉容器）の直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成することは、当業者が適宜なし得た事項である。
　また、引用発明１は、「小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１のタンク５０５の底部側にウラン燃料炉心５０３が沈められ、上部側のウラン燃料炉心５０３の高さより十分に高い空間にナトリウム５０７が充填され」るものであるところ、燃料カラム３０５の高さを０．５〜１．５ｍの間の範囲とするから、上部側のウラン燃料炉心５０３の高さより十分に高い空間を１ｍ以上とすることも、当業者が適宜なし得る事項である。
　そうすると、引用発明１において、タンク５０５（原子炉容器）の直径を２ｍ以下とし高さを１２ｍ以下とする円筒状に形成するとともに、上部側のウラン燃料炉心５０３の高さより十分に高い空間を１ｍ以上とすることにより、上記相違点１及び２に係る本願補正発明の構成となすことは、当業者が適宜なし得た事項である。
　
（イ）相違点３について検討する。
　金属燃料の反応度に応じて温度を可変させるとともにその密度を変化させ、前記金属燃料の反応度を自動的に制御する機能は、金属ナトリウム自体が備える性質であって、周知の機能にすぎない。
　よって、相違点３については、実質的な相違点ではない。
　
（ウ）相違点４について検討する。
　引用発明１は、制御棒５１３を有する小型モジュール式反応炉（ＳＭＲ）システム５０１であるところ、設備を簡素化し建設コストを削減するという周知の課題を解決するために、引用発明２における「反射体が炉心の核燃料から放射される中性子を受けて、この中性子を再び炉心側へ反射して戻すことにより、炉心内の核燃料の燃焼を促進させるものであって、反射体が炉心の外周に位置するときは、炉心の核燃料の燃焼が促進され、逆に、反射体が炉心の外周に位置しないときは、炉心らの中性子は反射体で反射されずに、径方向外方へ拡散され、炉心の核燃料の燃焼は促進されない、制御棒に代えて炉心外周に設けた反射体により炉心燃料の燃焼を制御するナトリウム冷却型の高速炉であって、原子炉の前記反射体は前記炉心の高さと比較すると小さな高さを有し、超微速反射体駆動装置は反射体を例えば３ｍ／１０年の超微速で上昇させ、１０年で炉心の核燃料を完全に燃焼させるものであり、その間燃料の交換は行わない、ナトリウム冷却型の高速炉」の構成を採用し、さらに、適宜に設計変更することによって、ウラン燃料炉心５０３のタンク５０５の外周囲を囲んで設置され、前記ウラン燃料炉心５０３の金属燃料から放射される中性子を前記金属燃料側に反射し、炉心の核燃料の燃焼が促進されるよう（前記金属燃料から放射される中性子の実効倍増係数を約１以上）に維持して前記金属燃料を臨界状態とする反射体を備え、前記反射体は、前記タンク５０５の上部側に設けられた空間部の高さより低い高さであって、（中に燃料カラム３０５を含む）燃料クラッディング管３０３の高さの１／２以下の高さに形成されるとともに、前記燃料クラッディング管３０３の高さ方向に超微速反射体駆動装置で移動可能とし、前記超微速反射体駆動装置により前記ウラン燃料炉心５０３の下方側から上方側に向かって上昇させることにより、前記ウラン燃料炉心５０３の金属燃料と対向する位置が下方側から上方側に向かって移動され、前記金属燃料を下方側から上方側に向かって順次臨界状態とする原子炉となすことは、当業者であれば容易に想到し得たことである。
　なお、上記の適宜に設計変更することの意味は、引用発明２は、「原子炉の反射体は前記炉心の高さと比較すると小さな高さを有」するものであって、「３ｍ／１０年の超微速で上昇させ、１０年で炉心の核燃料を完全に燃焼させるものであ」るから、反射体が燃料クラッディング管３０３の高さの１／２以下の高さであることは直接記載されていないものの、このような大きさとなすことは、当業者が適宜なし得た設計事項である。
　
（エ）相違点５について検討する。
　引用発明１は、二次的なナトリウムが三次冷却材である超臨界二酸化炭素を加熱する構成であるところ「従来の典型的な液体金属冷却型原子力プラントでは、炉心を冷却する１次冷却材である液体金属としてナトリウムが主に使われ、１次冷却材のナトリウムにより加熱される２次冷却材である液体金属も主にナトリウムが使われ、２次冷却材のナトリウムは原子炉容器の外部に設けた冷却器を介して３次冷却材によって冷却される構成となっているが、２次冷却材系を省略し、１次冷却材３を原子炉容器１の外部に設けた１次熱交換器５で直接３次冷却材９で冷却することで設備を簡素化し建設コストを削減する点」（引用文献３に記載の技術的事項）が引用文献３に記載されているところ、設備を簡素化し建設コストを削減することは引用発明１の「小型原子力発電システム」の一般的な課題であるから、引用発明１に上記引用文献３に記載の技術的事項を適用して、二次冷却材のナトリウムの系統を省略することは、当業者が容易に想到し得た事項である。
　
（４）まとめ
　したがって、本願補正発明は、引用発明１、引用発明２及び引用文献３、４に記載の事項に基づいて、当業者が容易に発明をすることができたものであるから、特許法第２９条第２項の規定により、特許出願の際独立して特許を受けることができないものである。
　
４　補正却下の決定についてのむすび
　上記３の検討によれば、本件補正は、特許法第１７条の２第６項において準用する同法第１２６条第７項の規定に違反するものであるから、同法第１５９条第１項の規定において読み替えて準用する同法第５３条第１項の規定により却下すべきものである。
　
第３　本願発明について
１　本願発明
　上記のとおり、本件補正は却下されたので、本願の特許請求の範囲の請求項に係る発明は、平成２８年６月６日に補正された特許請求の範囲の請求項１ないし７に記載されたとおりのものであるところ、その請求項１に係る発明（以下「本願発明」という。）は、上記「第２」［理由］「１　補正の内容」において、本件補正前のものとして示したとおりのものである。
　
２　刊行物の記載及び引用発明
　上記「第２」［理由］「３　独立特許要件について」「（２）」「ア」ないし「ウ」のとおりである。
　
３　対比・判断
　本願発明について
（１）上記「第２」［理由］「２　補正の目的」のとおり、本件補正は、補正前の請求項１において、下記ア及びイの補正を行うものである。
ア　「金属燃料」に関して、「ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９のいずれか一方又は双方を含有する金属燃料」であったもののうち「ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９の双方を含有する金属燃料」に限定した上で、さらに、「ジルコニウム」も含有するとの限定を付加する。
イ　「被覆管」に関して、「フェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる」との限定を付加する。
　
（２）したがって、本願発明は、上記「第２」［理由］「３　独立特許要件について」で検討した本願補正発明を特定するための事項である、「金属燃料」に関して、「ウラニウム（２３５，２３８）及びプルトニウム２３９の双方を含有」し、さらに、「ジルコニウム」も含有するとの限定を省くとともに、「被覆管」に関して、「フェライト系ステンレス鋼又はクロム・モリブデン鋼からなる」との限定を省いたものである。
　
（３）これに対して、上記「第２」［理由］「３　独立特許要件について」「（３）」で検討したとおり、上記限定を含む本願補正発明が引用発明１、引用発明２及び引用文献３、４に記載の事項に基づいて、当業者が容易に発明をすることができたものである以上、上記「第２」［理由］「３」での検討と同様の理由により、本願発明は、引用発明１、引用発明２及び引用文献３に記載の事項に基づいて、当業者が容易に発明し得るものである。
　
４　むすび
　以上のとおり、本願発明は、引用発明１、引用発明２及び引用文献３に記載の事項に基づいて、当業者が容易に発明をすることができたものであって、特許法第２９条第２項の規定により、特許を受けることができないものであるから、本願の他の請求項に係る発明について検討するまでもなく、本願は拒絶されるべきものである。
　よって、結論のとおり審決する。