【事件の表示】
　特願２０１３−１８４５４７「外部電力を用いずに使用済み燃料プールの温度および液面を測定する方法およびシステム」拒絶査定不服審判事件〔平成２６年　３月２７日出願公開、特開２０１４−　５５９４５、請求項の数（６）〕について、次のとおり審決する。
【結　論】
　原査定を取り消す。
　本願の発明は、特許すべきものとする。
【理　由】
第１　手続の概要
　本願は、平成２５年９月６日（パリ条約による優先権主張２０１２年９月１１日、米国）の出願であって、平成２７年５月１９日付けで拒絶理由が通知され、同年８月２０日に意見書が提出されるとともに手続補正書が提出されたが、同年１０月１日付けで拒絶査定（以下、「原査定」という。）がなされた。
　本件は、これに対して、平成２８年２月９日に拒絶査定に対する審判請求がなされ、同時に手続補正がなされたものである。
　さらに、その後、当審において、平成２８年９月１２日付けで拒絶理由（以下、「当審拒理」という。）が通知され、同年１２月９日に意見書及び手続補正書が提出された。
第２　本願発明
　本願の請求項１〜６に係る発明（以下、それぞれ、「本願発明１」〜「本願発明６」、といい、「本願発明１」〜「本願発明６」をまとめて「本願発明」という。）は、平成２８年１２月９日付けの手続補正により補正された特許請求の範囲の請求項１〜６に記載された事項により特定されるものと認められるところ、本願発明１〜６は、次のとおりのものである。
「　【請求項１】
　使用済み燃料プール用のシステムであって、
　前記使用済み燃料プールの側壁に沿って垂直に取り付けられるケーブルと、
　前記ケーブルに付けられた複数の熱電対と、
　前記熱電対が、互いに離され既知の距離を置いて配置され、かつ温度測定値を取得するように構成され、
　前記温度測定値を比較して２つの群に分けて、前記２つの群の境界となる２つの連続する熱電対を特定して前記使用済み燃料プール内の液面を推測する手段と、
を備え、
　前記手段は、
　　事故時には、前記使用済み燃料プールの底床近傍の温度と近い第１の温度を有する第１の群と、前記第１の温度より顕著に低い温度を示す第２の群とに分け、
　　非事故時には、前記第１の温度を有する第１の群と、前記第１の温度より顕著に高い温度を示す第２の群とに分ける、
　前記複数の熱電対からの信号を取得するのに外部電力が不要である、
システム。
　　【請求項２】
　前記ケーブルの下端部が、前記使用済み燃料プールの底床に近い位置まで下方に延びる、請求項１に記載のシステム。
　　【請求項３】
　前記複数の熱電対に付けられた配線と、
　前記使用済み燃料プールに対して遠隔の場所に設置された、マルチメータおよびマルチ電圧指示器のうちの１つと、
をさらに備え、
　前記複数の熱電対が、前記配線を介して前記マルチメータまたは前記マルチ電圧指示器に電気的に接続される、
請求項１または２に記載のシステム。
　　【請求項４】
　前記熱電対間の間隔がほぼ等距離であり、
　それぞれの熱電対が、前記使用済み燃料プールの底床から既知の距離にある、
請求項１から３のいずれかに記載のシステム。
　　【請求項５】
　前記複数の熱電対を使用して温度を測定するステップを含む、請求項１から４のいずれかに記載のシステムを使用する方法。
　　【請求項６】
　前記温度を比較する前記ステップがプロセッサによって実施される、請求項５に記載の方法。」
第３　原査定の理由について
１　原査定の理由の概要
　本願発明は、その出願前に日本国内又は外国において、頒布された下記の刊行物に記載された発明又は電気通信回線を通じて公衆に利用可能となった発明に基いて、その出願前にその発明の属する技術の分野における通常の知識を有する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を受けることができない。
　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　記
　引用文献１：特開２００９−１８０５２６号公報
　引用文献２：特開昭５６−８４５２０号公報
　引用文献３：特開昭５９−１１２２９０号公報
　引用文献４：特開平１０−２８１５４５号公報
　引用文献１には、「燃料プールの水位を測定するシステム」の発明が記載されている（段落「０００１」、「０００７」、「００１６」、「００２０」、全図参照）。
　そして、引用文献２には、「温度測定値を比較して２つの群に分けて、前記２つの群の境界となる２つの連続する熱電対を特定して燃料を格納する水面を有する容器内の液面を推測する手段」の発明が記載されている（上記引用文献２摘記事項参照）。
　また、原子炉の水位を測定するシステムは、「ケーブルに付けられた複数の熱電対とを備え、前記熱電対が、互いに離され距離を置いて配置され、かつ温度測定値を取得するように構成される」ことは、引用文献２（第２頁左上欄第７行〜第９行、第２頁左下欄第４行〜第３頁左上欄第１６行、第２図、第３図参照）に記載されるように、
　原子炉の温度測定システムにおいて、「熱電対の信号のみを使って温度を求めている」ことは、引用文献３（第１頁右下欄第１行〜第５行、第２頁左下欄第１６行〜第３頁左上欄第１０行、第３図）に記載されるように、周知である。
　また、事故時において、格納容器の気相部分の温度が上昇することは周知である（引用文献４段落「０００９」参照）ため、事故時と非事故時における前記２つの群の温度差が顕著に異なることは一般的に知られていることである。
　よって、引用文献１記載の発明に前記周知技術を適用して、本願発明とすることは当業者にとって容易である。
２　原査定の理由の判断
（１）各引用文献の記載事項
ア　引用文献１
　引用文献１には、以下の事項が記載されている。（下線は、当審が付した。）
（ア）「【技術分野】
【０００１】
　本発明は、原子力発電所の燃料プールに水を補給する燃料プール水補給システムに関する。
【背景技術】
【０００２】
　一般に、沸騰水型原子力発電所の燃料プール水補給システムは、燃料プールの水位が低下した場合に運転員の判断により手動操作で水を補給する方式が採用されている。また、この燃料プール水の余剰水の排水設備が知られている（例えば、特許文献１参照）。このような燃料プール水補給システムとしては、復水貯蔵タンク、復水貯蔵槽、又はサプレッションプールの水を燃料プールに補給する燃料プール補給水系、サプレッションプール浄化系がある。
【０００３】
　図２は、従来の燃料プール水補給システムの構成を示す構成図である。
【０００４】
　本図に示すように、従来の一般的な燃料プール水補給システムは、補給水の水源１には吸込配管２、ポンプ３及び吐出配管４が接続されている。この吐出配管４は、補機冷却系
サージタンク元弁５ａ〜５ｃを介して補機冷却系サージタンク６ａ〜６ｃと接続している。また、燃料プール元弁７を介して燃料プール８と接続している。
【０００５】
　また、スキマサージタンク１１は、燃料プール補給水システムとは接続していないが、水位が低下した場合には別の補給水システムから補給を受ける構成となっている。
【０００６】
　従来の沸騰水型原子炉においては、補給先の水位が低下した場合には、運転員がポンプ３の起動操作と、補給先へ接続されている配管に設置されている補機冷却系サージタンク元弁５ａ〜５ｃ、又は燃料プール元弁７の開操作を行うことにより、補給水を燃料プール８に注入することを可能としている。
【特許文献１】特開平４−１１６４９８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
　上述した従来の燃料プール水補給システムにおいては、運転員が燃料プール水位の低下を確認し、ポンプの起動操作及び弁の開操作により燃料プール水を補給する必要がある。このために、地震等による燃料プール水の溢水又は燃料プールの破損等の緊急時には、運転員の負荷が増大する、という課題があった。
【０００８】
　本発明は上記課題を解決するためになされたもので、地震等の緊急時に自動的に燃料プール水を補給可能とする燃料プール水補給システムを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００９】
　上記目的を達成するため、本発明は、
原子炉の使用済燃料を貯蔵する燃料プールへ補給水を供給する燃料プール水補給システムにおいて、
前記燃料プールの水位を計測する燃料プール水位計と
を有する
【発明の効果】
【００１０】
　本発明の燃料プール水補給システムによれば、運転員の操作を介さないで水を補給することが可能となり、地震時等の緊急時に運転員の負担を軽減すると共に、燃料プール水補給システムの信頼性を高めることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１１】
　以下、本発明に係る燃料プール水補給システムの実施の形態について、図面を参照して説明する。ここで、同一又は類似の部分には共通の符号を付すことにより、重複説明を省略する。
【００１２】
　図１は、本発明の実施の形態の燃料プール水補給システムの構成を示す構成図である。
【００１３】
　まず、燃料プール水補給システムの構成について、図１を用いて説明する。
【００１４】
　図１に示すように、燃料プール８への補給用の水源１には吸込配管２、ポンプ３及び吐出配管４が順次接続されている。この吐出配管４は、補機冷却系サージタンク元弁５ａ〜５ｃを介してそれぞれ補機冷却系サージタンク６ａ〜６ｃに接続している。また、燃料プール元弁７を介して燃料プール８と接続している。
【００１５】
　燃料プール元弁７の上流にはスキマサージタンク連絡配管９が接続されている。このスキマサージタンク連絡配管９の他端は、スキマサージタンク元弁１０を介してスキマサージタンク１１へ接続している。
【００１６】
　また、燃料プール水位計１２及びスキマサージタンク水位計１３の水位信号は、補給水流量制御装置１４への入力信号となっている。補給水流量制御装置１４からの信号は、ポンプ３、燃料プール元弁７、スキマサージタンク元弁１０へ出力される構成となっている。
【００１７】
　次に、このように構成された本実施の形態における作用について説明する。
【００１８】
　燃料プール８の水位が所定の水位を低下した場合に、燃料プール水位計１２からの水位低信号によりポンプ３が自動起動する。また、燃料プール元弁７が自動的に開放されることにより、水源１の水が自動的に燃料プール８へ注入される。また、燃料プール８の水位が所定の水位に達した場合に、燃料プール水位計１２からの水位高信号によりポンプ３は自動停止し、燃料プール元弁７は自動的に閉止される。
【００１９】
　また、スキマサージタンク水位計１３からの水位低信号によってもポンプ３が自動起動し、スキマサージタンク元弁１０が自動的に開放することにより、水源１の水が自動的にスキマサージタンク１１へ注入される。また、スキマサージタンク水位計１３からの水位高信号によりポンプ３は自動停止し、スキマサージタンク元弁１０は自動的に閉止される。
【００２０】
　燃料プール水位計１２及びスキマサージタンク水位計１３の２つの水位計からの水位低信号が同時に発生した場合には、燃料プール８及びスキマサージタンク１１の両方に注入が開始される。どちらか一方の水位計から水位高信号が出た場合は、ポンプ３は停止せず、この一方の水位計が設置されている負荷への元弁は自動で閉止される。
【００２１】
　補給水流量制御装置１４を介して制御された信号により、燃料プール元弁７、スキマサージタンク元弁１０の開度が制御され、燃料プール８及びスキマサージタンク１１への注水流量を変化させることにより、燃料プール８及びスキマサージタンク１１の水位を穏やかに回復させることが可能となる。
【００２２】
　また、補給水流量制御装置１４からポンプ３への信号には、不要な起動及び停止を防止するためのタイマ(図示せず)が設けられている。すなわち、燃料プール水位計１２及びスキマサージタンク水位計１３の少なくとも一方の信号によりポンプ３を自動的に起動又は停止するときに、この起動又は停止する時間を調整するタイマを備えている。
【００２３】
　このような構成により、地震時のスロッシングにより生じる一時的な水位の増減での誤動作を抑制し、適切に起動し、水位が確保された時点で停止することができる。
【００２４】
　本実施の形態によれば、燃料プールの燃料プール水位計１２又はスキマサージタンクのスキマサージタンク水位計１３の水位低信号により、ポンプ３が自動起動して注水を行うことにより、運転員の操作を介さないで水を補給することが可能となり、燃料プール８及びスキマサージタンク１１の水位を穏やかに回復させることが可能となる。かくして、地震時等の緊急時に運転員の負担を軽減すると共に、燃料プール水補給システムの信頼性を高めることができる。
【００２５】
　また、燃料プール冷却浄化系の水源として用いられるスキマサージタンクは、耐震クラスの低い系統から構成される補給ラインが設けられている。本実施の形態に示すように、燃料プールへの補給系統となる耐震クラスの高い系統からの自動補給ラインを設けることにより、耐震クラスの低いスキマサージタンクを含めた燃料プール冷却浄化系の信頼性を高めることもできる。」
（イ）「【図１】
【図２】
　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 」
　すると、上記引用文献１には、以下の発明（以下「引用発明」という。）が記載されている。
　
「原子炉の使用済燃料を貯蔵する燃料プールへ補給水を供給する燃料プール水補給システムにおいて、
　前記補給水の水源と、前記燃料プールの水位を計測する燃料プール水位計を有する、燃料プール水補給システム。」
イ　引用文献２
　引用文献２には、以下の事項が記載されている。（下線は、当審が付した。）
（ア）「本発明は
原子炉炉内または原子炉加圧器内の水位を原子炉炉内または加圧器内で直接測定するための原子炉水位検出器に関する。
　従来、原子炉の炉内水位を測定する方法としては一般に差圧式が用いられてきた。その原理を第１図に示す。これは原子炉容器１または圧力容器１の中の冷却水水位５より上部にある任意の定められた圧力測定個所２と水位５より下部にある任意の定められた圧力測定個所３とのあいだの圧力差を差圧計４で測定し、この値から間接的に水位５を求める方法である。すなわち、第１図において水位より上部の気体の圧力をＰ１、水位より下部の圧力測定個所３における水中圧力をＰ２とすると、冷却水・水面の容器１の底部からの距離すなわち水位Ｌは、Ｌ＝ｈ＋ｌ＝（略）より求められる。ここにｈは容器底面から水位下部圧力測定個所３までの距離で、ρは冷却水の密度、ΔＰは（Ｐ２−Ｐ１）で差圧計４より計測された２つの圧力測定点２と３との間の圧力差である。しかし、この方法では、容器内の温度や絶対圧力が変わると水の密度ρが変わり、測定誤差を生じること、また、容器内を高速で水が流れ、しかも圧力損失をもたらすような構造物が容器内にある場合には、水の流れによる圧力損失が生じ、差圧計４の指示は水位を示すものではなくなる。
　本発明は、このような従来の方法が有する欠点を原理的に全く有しない、新しい方式による原子炉水位検出器に関する。すなわち、発熱体を内部に有する金属管の表面温度および金属管の内部温度が、金属管の外側にある水の有無によって変化することを利用し、逆に発熱体を内部に有する金属管の表面温度または金属管内部温度を測定して、金属管外側の水の有無を判断し、これより冷却水の水位を検出するものである。第２図は本発明による原子炉水位検出器の構造を示す断面図である。また、第３図は第２図に示した原子炉水位検出器の動作を説明するための図である。
　第２図は、
原子炉容器６または圧力容器６の内部に外部より金属管７を挿入し、金属管の内部に発熱体として電気ヒータ８を配置し、金属管の内壁に金属管下部より上部へ向って温度センサとしてｍ個の熱電対９，１０，……１６を配置し、電気ヒータからの発生熱を金属管外部にすみやかに伝達放出する目的で、金属管内壁と電気ヒータとの間を熱良導体１７で満たしたものである。また、１８は電気ヒータに電流を供給するための電源で、１９はｍ個の熱電対の出力信号を演算処理して金属管内壁の軸方向温度分布と軸方向温度変化度を求め水位を判定するためのマイクロコンピュータを内蔵した熱電対信号処理・水位判定装置である。
水位より下部においては、金属管は水中にあるため、金属管表面より外部の水への熱伝導がよく、金属管の温度は水温近くまで冷却される。一方、水位より上部においては、金属管は水より露出し、金属管の囲りは水蒸気を含む気体となっている。そのため、金属管表面から外部への熱の伝導が水中の場合に比べて非常に悪く、金属管の温度は電気ヒータの温度にほゞ近い値となる。したがって、水位の下側の金属管の温度は低く、上側の温度は高くなり、水位の位置において、金属管の温度は急変する。したがって、第２図の熱電対信号処理・水位判定装置から得られた第３図に示したグラフ２１または２２の急変点をもって水位と判定することができる。
（イ）「
　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 」
　すると、上記引用文献２には、以下の技術事項（以下「引用文献２の技術事項」という。）が記載されている。
「原子炉炉内または原子炉加圧器内の水位を原子炉炉内または加圧器内で直接測定するための原子炉水位検出器であって、
　原子炉容器６または圧力容器６の内部に外部より金属管７を挿入し、金属管の内部に発熱体として電気ヒータ８を配置し、金属管の内壁に金属管下部より上部へ向って温度センサとしてｍ個の熱電対９，１０，……１６を配置し、電気ヒータからの発生熱を金属管外部にすみやかに伝達放出する目的で、金属管内壁と電気ヒータとの間を熱良導体１７で満たしたものである。また、１８は電気ヒータに電流を供給するための電源で、１９はｍ個の熱電対の出力信号を演算処理して金属管内壁の軸方向温度分布と軸方向温度変化度を求め水位を判定するためのマイクロコンピュータを内蔵した熱電対信号処理・水位判定装置である。
　そして、水位より下部においては、金属管は水中にあるため、金属管表面より外部の水への熱伝導がよく、金属管の温度は水温近くまで冷却される。一方、水位より上部においては、金属管は水より露出し、金属管の囲りは水蒸気を含む気体となっている。そのため、金属管表面から外部への熱の伝導が水中の場合に比べて非常に悪く、金属管の温度は電気ヒータの温度にほゞ近い値となる。したがって、水位の下側の金属管の温度は低く、上側の温度は高くなり、水位の位置において、金属管の温度は急変する。したがって、その急変点をもって水位と判定することができる。」
　また、引用文献２の技術事項のように、原子炉内の水位を測定する水位検出器において、互いに離され距離を置いて配置され、かつ温度測定値を取得するように構成される複数の熱電対を備えることは、周知技術（以下「周知技術１」という。）であると認められる。
ウ　引用文献３
　引用文献３には、以下の事項が記載されている。（下線は、当審が付した。）
（ア）「（発明の技術分野）
　この発明は原子炉々心監視装置に係り、特に原子炉運転ストップ等の事故後において、炉心の崩壊熱の除去が異常なく行なわれているかを監視する為に、冷却水の水位及び炉心内の温度を検出する装置に関する。
（発明の技術的背景）
　従来、原子炉内の冷却材の水位を測定するのに差圧式の水位計が用いられていた。第１図は、差圧式水位計の原理を示す概略断面図である。すなわち、原子炉圧力容器１内には冷却材となる水２と蒸気３が入っており、容器１の下部に水２の導入管４と蒸気３の導出管５が接続されている。蒸気導出管５は基準水頭チャンバ６に接続され、基準水頭チャンバ６は基準水頭管７を介して差圧計８に接続されている。また水の導入管４も差圧計８に接続されている。基準水頭管７および基準水頭チャンバ６には基準水頭水９が入っており、この高さをＬとする。今、圧力容器内の水位と基準水頭との差圧ΔＰを測定すれば、この値ΔＰはＬ−Ｈに概ね比例するので、Ｌは一定だからΔＰを測定すれば水位Ｈが求まることになる。
　このようにして差圧式水位計により原子炉容器１内の水位を測定することはできる。しかしながら、たとえば原子炉の圧力が変動あるいは急減（主蒸気管破断を想定）する様な時には、差圧ΔＰが短時間的に水位信号以外の信号である圧力変動分を含むために水位測定に誤差を生ずる。この誤差増加の原因としては、導入管４又は５の万一の故障によって、圧力が充分伝わらない様なことが考えられる。又、燃料が異常に過熱した様な時には、原子炉内の温度と圧力がともに上昇するが、この時も圧力変動によって水位測定誤差が正常値より増加する恐れがある。この時に、燃料の過熱程度を知る温度信号は、現状では得られていない。
（発明の目的）
　この発明は上記欠点を解決するためになされたもので、原子炉の事故時・異常時特に原子炉の運転がストップする様な事故後において、燃料から放出される崩壊熱除去の程度を推定することおよび炉内の水位を測定することができる原子炉々心監視装置を提供することを目的とする。
（発明の概要）
　すなわち本発明は
沸騰水形原子炉の炉容器内に配置された複数の長尺筒状体内の相互に高さ方向の異なる位置に組み込まれたシース型熱電対と、
水位表示器とからなる原子炉々心監視装置である。
　この発明によれば、原子炉の炉心内に配置された、中性子束測定用の長尺筒状体を利用し、シース型熱電対複数本を原子炉の下部から前記長尺筒状体内に階段状に設置して、設置された上・下の熱電対の差出力を検出することによって水位の有無及び崩壊熱の程度を知ることができる。
（発明の実施例）
　以下図面を参照してこの発明を詳細に説明する。
第２図は、この発明に使用するシース熱電対１０の縦断面図である。シース１１は筒状をなしており、一端は有底となっている。この中に熱電対素線が１対入っている。熱電対素線としては、たとえばクロメル１２とアルメル１３が使用できる。
　クロメル１２とアルメル１３はシース１１の先端付近で熱接点１４を形成しており、この熱接点で温度を測定する。シース１１と熱電対素線間は絶縁材１５で絶縁されている。絶縁材の材料としては、たとえばＭｇＯ，Ａｌ
２
Ｏ
３
等を用いる。
　第３図は、本発明の一実施例を示す縦断面図である。
　原子炉圧力容器１内には炉心１６がある。炉心１６の中には中性子束を検出するための、中性子検出用配管１９が複数本設置されている。本発明は、前記中性子検出用配管の中に組みこまれたシース熱電対１０と、熱電対の信号を伝送する補償導線２０と、シース熱電対１０と補償導線２０とを着脱自在に接続するコネクタ２５とケーブルペネトレーション２２を介して格納容器２１の外に導出された補償導線２０に接続された監視盤２４よりなる。今、原子炉がスクラム後、炉心１６から崩壊熱が発生している状態を考えてみる。この熱は冷却材である水２で除去しなければならない。すなわち、炉心１６は水２の中に完全に沈んでいる必要がある。このために炉内の水位を測定する水位計が必要になる。
　次にこのように構成された本発明の動作について述べる。
水位が図に示した位置にあると、熱電対１０ａは炉心からの崩壊熱を受けるので、水２の水温より高くなることが予想される。その他の熱電対１０ｂ，１０ｃ，１０ｄの出力は、ほぼ水２の温度になる。この温度信号の差から水位を判定する。すなわち、熱電対１０ａと１０ｂの間に温度出力信号に差が生ずるので、この時水位は熱電対１０ａと１０ｂの間にあると判定する。又、熱電対１０ｃと１０ｄの出力差はないので、水位は熱電対１０ｃより上であると判定する。
（イ）「
　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 」
　すると、上記引用文献３の記載から、沸騰水形原子炉の炉容器内の水位を検出するための温度計として、熱電対のみを使用したもの（これに対して、引用文献２の技術事項では、熱電対に加え、電気ヒータも使用している。）は、周知技術（以下「周知技術２」という。）であると認められる。
エ　引用文献４
　引用文献４には、以下の事項が記載されている。（下線は、当審が付した。）
（ア）「【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子力発電所におけるアクシデントマネージメントの一環として利用するため、
原子炉格納容器（Containment Vessel：以下Ｃ／Ｖという。）再循環空調装置を利用した気相部自然対流冷却パス形成等に使用されるダクト開放装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図４及び図５により、加圧水型軽水炉を例に、Ｃ／Ｖ内に設置される主要設備、及びＣ／Ｖ再循環空調装置の基本構成を示す。
【０００３】図４に示すように、Ｃ／Ｖ０１内には原子炉容器０２、蒸気発生器０３、および図示しない１次主循環ポンプ等で構成される１次系設備と、その他の補助設備が設けられている。この補助設備の一つに、通常運転時、Ｃ／Ｖ０１内に設置されている、上述した機器を含む多数の機器、および電気部装品等の温度環境を維持するために、Ｃ／Ｖ０１内気相部雰囲気を形成する雰囲気ガス（以下空気という。）の冷却を行うＣ／Ｖ再循環空調装置０４が設けられている。
【０００４】このＣ／Ｖ再循環空調装置０４は、外部から導入した冷却水Ｃで、図５に示すように、ラフフィルタ０７を通過させて導入されたＣ／Ｖ内気相部の空気を冷却する、冷却コイル０６を内蔵した冷却ユニット０５、および冷却ユニット０５で冷却した空気を再循環ファン０８で吸引して、ダクト０９に設けたダクト開放機構０１０によって、Ｃ／Ｖ０１内の各フロアレベル、又はコンパートメントの所要個所に送り込む送気ユニット０１１で構成され、通常運転時のＣ／Ｖ内気相部雰囲気を形成する空気の冷却を行い、気相部雰囲気内の機器、電気部装品等の温度環境を維持するようにしている。
【０００５】また、このような加圧水型軽水炉においては、万一１次系配管破断等の重大事故が発生した場合は、非常用の炉心注入系、Ｃ／Ｖ内スプレー系の作動で、原子炉０２冷却機能、及びＣ／Ｖ０１内雰囲気の除熱機能等が、維持されるようにしている。特に、１９７９年米国スリーマイルアイランド（ＴＭＩ）原子力発電所で生じた事故以来、設計基準事象を越える仮想状態が生じ、これらの安全系設備が、万々一、作動に失敗しても、原子炉炉心、あるいはＣ／Ｖ０１内の損傷が避けられる様に、安全設計面で既存の設備を強化する対応、すなわちアクシデントマネージメントを行うのが、世界的な時流となっている。
【０００６】このアクシデントマネージメントにより、現状でも、工学的には考えられない程度に十分低くなっている原子力発電所のリスク頻度を更に低減することで、原子力発電所の安全性をより向上させる努力がなされている。この様な状況の下において、前述した補助設備として、Ｃ／Ｖ０１内に、既に設けられているＣ／Ｖ再循環空調装置０４もアクシデントマネージメントの一環として利用することが考えられている。すなわち、このようなＣ／Ｖ再循環空調装置０４は、万一事故が発生した後においても、上述したＣ／Ｖ０１内気相部の空気の冷却源として、万一再循環ファン０８による雰囲気の強制循環機能が喪失したとしても、冷却コイル０６を中心とした冷却ユニット０５側の自然冷却パスが形成出来れば、代替冷却手段として、冷却能力的にも充分有効なものとなり得るからである。
【０００７】しかしながら、上述した構成の、従来のＣ／Ｖ再循環空調装置０４では、事故後のシナリオ評価上、Ｃ／Ｖ０１内スプレー系あるいは炉心注入系の注水継続により、最大再循環ファン０８付近まで水没することになる為、冷却コイル０６出口側のＣ／Ｖ内気相部雰囲気への開放端が形成出来ず、現状では代替冷却手段として、有効に活用することができない。
【０００８】すなわち、図５に波形０１２で示したように、事故時には上述した注水継続により、再循環ファン０８の直下まで水没してしまうため、Ｃ／Ｖ再循環空調装置０４に設けられている冷却コイル０６の下流側のダクト０９を通じて、Ｃ／Ｖ内気相部雰囲気への冷却された空気を導くための経路が形成できないため、冷却コイル０６を中心とした冷却ユニット０５側の事故後においても、充分機能する冷却能力を有効に活用することができないという不具合がある。
【０００９】
【発明が解決しようとする課題】本発明は、上述した従来のＣ／Ｖ再循環空調装置が、事故後のシナリオ評価上、再循環ファン付近まで水没することになり、冷却コイルで冷却された空気の抜け場所がない為、再循環ファンの停止、及び水没と同時に雰囲気の冷却機能は喪失することになる不具合を解消すべく、冷却ユニットから再循環ファンまでの間のダクトに開口を設けて、この開口には、通常運転時は、ダクトバウンダリーの一部として閉状態を構成し、
事故時、例えばＣ／Ｖ内気相部雰囲気温度が、８０℃〜９０℃程度にまで上昇した
（イ）「【図４】
【図５】
　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 　 」
　すると、上記引用文献４の記載から、加圧水型軽水炉の原子炉格納容器内の温度が、事故時に８０℃〜９０℃程度にまで上昇することは、周知技術（以下「周知技術３」という。）であると認められる。（なお、原査定で認定された、「事故時と非事故時における前記２つの群の温度差が顕著に異なることは一般的に知られていることである。」という事項について、上記引用文献４の記載からはそのように認定することはできない。）
（２）対比
ア　一致点
　本願発明１と引用発明を対比すると、両者は、
「使用済み燃料プール用のシステムであって、
　前記使用済み燃料プール内の水位を計測する燃料プール水位計を有する、
システム。」
で一致し、次の各点で相違する。
イ　相違点
（ア）燃料プール水位計について、本願発明１では、
「前記使用済み燃料プールの側壁に沿って垂直に取り付けられるケーブルと、
　前記ケーブルに付けられた複数の熱電対と、
　前記熱電対が、互いに離され既知の距離を置いて配置され、かつ温度測定値を取得するように構成され、
　前記温度測定値を比較して２つの群に分けて、前記２つの群の境界となる２つの連続する熱電対を特定して前記使用済み燃料プール内の液面を推測する手段と、
を備え、
　前記手段は、
　　事故時には、前記使用済み燃料プールの底床近傍の温度と近い第１の温度を有する第１の群と、前記第１の温度より顕著に低い温度を示す第２の群とに分け、
　　非事故時には、前記第１の温度を有する第１の群と、前記第１の温度より顕著に高い温度を示す第２の群とに分ける」
のに対して、引用発明では、燃料プール水位計の具体的構成が特定されない点。
（イ）燃料プール水位計の電源について、本願発明では、
「前記複数の熱電対からの信号を取得するのに外部電力が不要である」のに対して、引用発明では、燃料プール水位計の電源の具体的構成が特定されない点。
（３）判断
　上記相違点（ア）について検討する。
　引用文献２の技術事項は、
「ｍ個の熱電対９，１０，……１６」において、水位の上側と下側の温度が急変することを利用して、水位を判定するのであるから、本願発明１の
「前記使用済み燃料プールの側壁に沿って垂直に取り付けられるケーブルと、
　前記ケーブルに付けられた複数の熱電対と、
　前記熱電対が、互いに離され既知の距離を置いて配置され、かつ温度測定値を取得するように構成され、
　前記温度測定値を比較して２つの群に分けて、前記２つの群の境界となる２つの連続する熱電対を特定して前記使用済み燃料プール内の液面を推測する手段」
と同様の手段を備えるものと認められる。
　ここで、引用発明では「
燃料プールの水位
原子炉炉内または原子炉加圧器内の水位
　しかし、引用発明及び引用文献２の技術事項では、水位の検出を事故時と非事故で異ならせるという技術事項は特定されていない。
　また、周知技術１〜３も、水位の検出を事故時と非事故で異ならせるという技術事項ではない。
　すると、上記相違点（ア）に係る本願発明１の発明特定事項のうち、
「前記手段は、
　　事故時には、前記使用済み燃料プールの底床近傍の温度と近い第１の温度を有する第１の群と、前記第１の温度より顕著に低い温度を示す第２の群とに分け、
　　非事故時には、前記第１の温度を有する第１の群と、前記第１の温度より顕著に高い温度を示す第２の群とに分ける」
という発明特定事項は、引用発明に、引用文献２の技術事項及び周知技術１〜３を採用しても、当業者が容易に想到し得るとはいえない。また、該発明特定事項は、他に、引用文献１〜４に記載された全技術事項を参照しても、当業者が容易に想到し得るとはいえない。
　よって、引用発明に、引用文献２の技術事項及び周知技術１〜３等を採用しても、上記相違点（ア）に係る本願発明１の発明特定事項を、当業者が容易に想到し得るとはいえない。
　そして、上記相違点（ア）に係る本願発明１の発明特定事項により、本願発明１は本願の明細書に記載された効果を奏する。
（４）小括
　したがって、本願発明１は、相違点（イ）を検討するまでもなく、引用発明、引用文献２の技術事項及び周知技術１〜３等に基づいて、当業者が容易に発明をすることができたものであるとはいえない。
　また、本願発明２〜６は本願発明１をさらに限定したものであるので、本願発明１と同様に、引用発明、引用文献２の技術事項及び周知技術１〜３等に基づいて、当業者が容易に発明をすることができたものであるとはいえない。
第４　当審拒理について
１　当審拒理の概要
　本願は、特許請求の範囲の記載が下記の点で不備のため、特許法第３６条第６項第２号に規定する要件を満たしていない。
 　　 　 　 　 　 　 　 　 　 　　　　　記
 請求項１の記載について
（１）「請求項１の「前記温度測定値を比較して・・」の「前記」が指し示す「温度測定値」という記載はない。
（２）「前記複数の熱電対からの信号を取得するために、前記使用済燃料プールへの外部電力が供給されない」が示す構成が不明である。
　よって、請求項１〜６に係る発明は明確でない。
２　当審拒理の判断
（１）理由（１）について
　平成２８年９月９日付けの手続補正により、請求項１は、「・・温度測定値を取得する・・前記温度測定値を比較して・・」と補正され、理由（１）は解消された。
（２）理由（２）について
　平成２８年９月９日付けのの手続補正により、請求項１は、「前記複数の熱電対からの信号を取得するのに外部電力が不要である」と補正され、理由（２）は解消された。
３　小括
　そうすると、もはや、当審拒理で通知した拒絶理由によって本願を拒絶することはできない。
第５　むすび
　以上のとおり、原査定の理由によっては、本願を拒絶することはできない。
　また、他に本願を拒絶すべき理由を発見しない。
　よって、結論のとおり審決する。