2023-700932

特許第７２７１３９７号発明「緊急時活動レベルの管理支援装置、方法及びプログラム」の特許異議申立事件について、次のとおり決定する。

結 論 特許第７２７１３９７号の請求項１～８に係る特許を維持する。

理 由 第１ 手続の経緯 特許第７２７１３９７号の請求項１～８に係る特許についての出願は、令和元年１１月１３日に出願され、令和５年４月２８日にその特許権の設定登録がされ、令和５年５月１１日に特許掲載公報が発行された。その後、その特許に対し、令和５年９月７日に特許異議申立人村山玉恵は、特許異議の申立てを行った。 第２ 本件発明 特許第７２７１３９７号の請求項１～８の特許に係る発明は、それぞれ、その特許請求の範囲の請求項１～８に記載された事項により特定される次のとおりのものである（以下、請求項１～８に係る発明をそれぞれ「本件発明１」～「本件発明８」といい、これらをまとめて「本件発明」という。）。 「【請求項１】 少なくとも施設敷地緊急事態及び全面緊急事態に区分けして緊急時活動レベルのＥＡＬ判断基準を登録する第１登録部と、 確率論的リスク評価に基づき、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録する第２登録部と、 前記ＰＲＡイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に、前記ＥＡＬ判断基準を関連付ける関連付け部と、 前記関連付けの不能な前記ＥＡＬ判断基準が関連付け可能となるよう前記ＰＲＡイベントツリーに新規の前記ヘディングを追加し、前記シーケンスを再展開する再展開部と、 前記分岐に関連付けたＥＡＬ判断基準が前記施設敷地緊急事態及び前記全面緊急事態のいずれに属するかに基づいて、各々の前記シーケンスの属性を決定する属性決定部と、 前記施設敷地緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第１抽出イベントツリー及び前記全面緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第２抽出イベントツリーを作成する作成部と、 前記第１抽出イベントツリー及び前記第２抽出イベントツリーの各々に基づいて前記施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び前記全面緊急事態の第２到達頻度を演算する演算部と、を備える緊急時活動レベルの管理支援装置。 【請求項２】 請求項１に記載の緊急時活動レベルの管理支援装置において、 前記ＥＡＬ判断基準を、単一条件で定義された第１分類及び複数条件又はその組み合わせで定義された第２分類に分類するＥＡＬ分類部と、 前記第２分類の前記ＥＡＬ判断基準を構成する前記複数条件を集約した十分条件を生成しこの十分条件を前記ＥＡＬ判断基準に置換して前記関連付けをさせる置換部と、を備える緊急時活動レベルの管理支援装置。 【請求項３】 請求項１又は請求項２に記載の緊急時活動レベルの管理支援装置において、 前記第１到達頻度及び前記第２到達頻度の各々がそれぞれ第１閾値及び第２閾値より大きいか小さいかを判定する判定部を備える緊急時活動レベルの管理支援装置。 【請求項４】 請求項３に記載の緊急時活動レベルの管理支援装置において、 前記第１到達頻度及び前記第２到達頻度の少なくとも一方が、それぞれ第１閾値及び第２閾値より大きいと判定された場合、前記ＥＡＬ判断基準の関連付けられた前記処置事項の重要度評価を行う評価部を備える緊急時活動レベルの管理支援装置。 【請求項５】 請求項４に記載の緊急時活動レベルの管理支援装置において、 重要度評価を行う重要度指標は、Fussell-Vesely重要度、リスク増加価値、Birmbaum重要度、リスク低減価値、及びクリティカリティ重要度のうち少なくとも一種である緊急時活動レベルの管理支援装置。 【請求項６】 請求項４又は請求項５に記載の緊急時活動レベルの管理支援装置において、 前記重要度評価に基づいて前記処置事項の修正優先度を決定する決定部を備え、 前記演算部は、修正した前記処置事項に基づいて前記第１到達頻度及び前記第２到達頻度を再演算する緊急時活動レベルの管理支援装置。 【請求項７】 少なくとも施設敷地緊急事態及び全面緊急事態に区分けして緊急時活動レベルのＥＡＬ判断基準を登録するステップと、 確率論的リスク評価に基づき、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録するステップと、 前記ＰＲＡイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に、前記ＥＡＬ判断基準を関連付けるステップと、 前記関連付けの不能な前記ＥＡＬ判断基準が関連付け可能となるよう前記ＰＲＡイベントツリーに新規の前記ヘディングを追加し、前記シーケンスを再展開するステップと、 前記分岐に関連付けたＥＡＬ判断基準が前記施設敷地緊急事態及び前記全面緊急事態のいずれに属するかに基づいて、各々の前記シーケンスの属性を決定するステップと、 前記施設敷地緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第１抽出イベントツリー及び前記全面緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第２抽出イベントツリーを作成するステップと、 前記第１抽出イベントツリー及び前記第２抽出イベントツリーの各々に基づいて前記施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び前記全面緊急事態の第２到達頻度を演算するステップと、を含む緊急時活動レベルの管理支援方法。 【請求項８】 コンピュータに、 少なくとも施設敷地緊急事態及び全面緊急事態に区分けして緊急時活動レベルのＥＡＬ判断基準を登録するステップ、 確率論的リスク評価に基づき、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録するステップ、 前記ＰＲＡイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に、前記ＥＡＬ判断基準を関連付けるステップ、 前記関連付けの不能な前記ＥＡＬ判断基準が関連付け可能となるよう前記ＰＲＡイベントツリーに新規の前記ヘディングを追加し、前記シーケンスを再展開するステップ、 前記分岐に関連付けたＥＡＬ判断基準が前記施設敷地緊急事態及び前記全面緊急事態のいずれに属するかに基づいて、各々の前記シーケンスの属性を決定するステップ、 前記施設敷地緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第１抽出イベントツリー及び前記全面緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第２抽出イベントツリーを作成するステップ、 前記第１抽出イベントツリー及び前記第２抽出イベントツリーの各々に基づいて前記施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び前記全面緊急事態の第２到達頻度を演算するステップ、を実行させる緊急時活動レベルの管理支援プログラム。」 第３ 本件明細書の記載 本件明細書の発明の詳細な説明には、以下の事項が記載されている。 【０００１】 本発明の実施形態は、原子力施設に関連する緊急時活動レベルの到達頻度の管理を支援する技術に関する。 【背景技術】 【０００２】 緊急時活動レベル（ＥＡＬ：Emergency Action Level)とは、原子力施設において異常事象が発生した際、緊急事態を判断する基準を言う。この緊急事態は、施設の情報、放射線量等に基づき「警戒事態（ＡＬ：Alert）」、「施設敷地緊急事態（ＳＥ：Site Emergency）」及び「全面緊急事態（ＧＥ：General Emergency）」の３つに区分されている。そしてＥＡＬには、このように区分された緊急事態のうち、発生した異常事象がいずれに合致するかの判断基準が示されている（例えば、非特許文献１）。一方において、確率論的リスク評価（ＰＲＡ：Probabilistic Risk Assessment）では、炉心損傷頻度（ＣＤＦ：Core Damage Frequency）が評価されている（例えば、非特許文献２）。 【先行技術文献】 【特許文献】 【０００３】 【非特許文献１】（社）日本電気協会原子力企画委員会、「原子力発電所の緊急時対策指針ＪＥＡＧ４１０２－２０１５」 【非特許文献２】（社）日本原子力学会、原子力学会標準「原子力発電所の出力状態を対象とした確率論的リスク評価に関する実施基準（レベル１ＰＲＡ編）：２０１３」 【００１０】 （第１実施形態） 以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。図１は本発明の第１実施形態に係る緊急時活動レベルの管理支援装置１０Ａ（１０）（以下、単に「管理支援装置１０Ａ（１０）」という）のブロック図である。図２は起因事象２３及びその進展を防止する一連の処置事項２４（２４ａ，２４ｂ，２４ｃ）がヘディングとなったＰＲＡイベントツリー２０を示す図である。 【００１１】 図３は緊急時活動レベル（ＥＡＬ：Emergency Action Level)の判断基準３５を示すマトリックス表である。このように緊急時活動レベル（ＥＡＬ)は、発生した事態を、警戒事態（ＡＬ：Alert）、施設敷地緊急事態（ＳＥ：Site Emergency）及び全面緊急事態（ＧＥ：General Emergency）の３つに区分している。さらに緊急時活動レベル（ＥＡＬ)は、発生事態がいずれの区分に該当するかの判断基準３５が項目分けして定義されている。 なお以降において、特定の判断基準３５を指す場合は、図３のマトリックスの行を特定する項目番号と列を特定する記号を用いて、例えば、ＳＥ２７，ＧＥ４２のように示す。 【００１２】 警戒事態（ＡＬ）では、プラントの安全レベルが低下した場合、あるいは、その可能性があるような事象が発生した場合を判定基準とし、この場合、ＰＡＺ(予防的防護措置を準備する区域)内の災害時要援護者の避難の準備が開始される。 【００１３】 施設敷地緊急事態（ＳＥ）では、公衆を防護するために必要とされるプラントの機能が喪失した場合、あるいは、その可能性があるような事象が発生した場合を判定基準とし、この場合、ＰＡＺ内の災害時要援護者の避難が実施され、ＰＡＺ内住民の避難準備が実施される。 【００１４】 全面緊急事態（ＧＥ）では、炉心損傷若しくは燃料の溶融が発生した場合、あるいは、その可能性があるような事象が発生し、さらに格納容器の健全性を喪失する可能性がある事象が発生した場合を判定基準とし、この場合、ＰＡＺ内住民の避難が実施され、ＵＰＺ(緊急時防護措置を準備する区域)の屋内退避が実施される。 【００１５】 図４は確率論的リスク評価（ＰＲＡ：Probabilistic Risk Assessment）に基づき同定された起因事象２３を定義する表である。 【００３４】 図１０は新設された処置事項２４をヘディングに新規に追加しシーケンスを再展開したＰＲＡイベントツリー２０を示す図である。なおこの新設された処置事項２４をヘディングのどの位置に追加するかは、運転手順等から判断される。 【００３５】 そして再展開されたＰＲＡイベントツリー２０のシーケンス分岐３７に、上述した第１分類のＥＡＬ判断基準３５ａ（３５）及び第２分類のＥＡＬ判断基準３５ｂ（３５）が関連付けられる。この関連付けは、最初に到達するＥＡＬ判断基準３５のみが割り当てられる。そしてヘディングに新設した処置事項２４では何等かのＥＡＬ判断基準３５が発生する場合のみシーケンスが分岐される。 【００３７】 図１２は施設敷地緊急事態（ＳＥ）の第１抽出イベントツリー２１の起因事象２３に関連付けられたＥＡＬ判断基準３５の到達頻度３０を示す表である。なお全面緊急事態（ＧＥ）の第２抽出イベントツリー２２における到達頻度３０は記載を省略している。 【図１】 ［図：0001409137000001.jpg］ 【図２】 ［図：0001409137000002.jpg］ 【図３】 ［図：0001409137000003.jpg］ 【図４】 ［図：0001409137000004.jpg］ 【図１０】 ［図：0001409137000005.jpg］ 【図１２】 ［図：0001409137000006.jpg］ 第４ 申立理由の概要 特許異議申立人村山玉恵（以下、単に「申立人」という。）は、以下１～３の取消理由を主張する。 １ 進歩性欠如 主たる証拠として、 （１）甲第５号証：特開２０１７－４９１５３号公報（以下「甲５」という。） 及び、従たる証拠として、 （２）甲第１号証：ML13031A500 NUREG/CR-7154, Vol.1 「Risk Informing Emergency Preparedness Oversight： Evaluation of Emergency Action Levels-A Pilot Study of Peach Bottom, Surry and Sequoyah」 United States Nuclear Regulatory Commission, ２０１３年１月発行（以下「甲１」という。） （３）甲第２号証：AESJ-SC-TR011：2015「リスク評価の理解のために」一般社団法人日本原子力学会, ２０１６年４月発行（以下「甲２」という。） （４）甲第３号証：ML12044A174「SAPHIRE Basics」Idaho National Laboratory, ２００９年１月発行（以下「甲３」という。） （５）甲第４号証：「平成２９年度安全研究計画（案）説明資料」原子力規制委員会，２０１６年７月２９日発行（以下「甲４」という。） を提出し、請求項１～８に係る特許は特許法２９条２項の規定に違反してされたものであるから、請求項１～８に係る特許は取り消されるべきものである。 ２ 明確性要件違反 請求項１～８に係る特許は、その特許請求の範囲の記載が特許法３６条６項２号に規定する要件を満たしていない特許出願に対してされたものであるから、請求項１～８に係る特許は取り消されるべきものである。 ３ 実施可能要件違反 請求項１～８に係る特許は、その明細書の発明の詳細な説明の記載が特許法３６条４項１号に規定する要件を満たしていない特許出願に対してされたものであるから、請求項１～８に係る特許は取り消されるべきものである。 第５ 文献の記載 １ 甲５の記載事項及び甲５発明の認定 （１）甲５には以下の事項が記載されている。 【０００１】 本発明は原子力プラントのアクシデント対策支援システム及びアクシデント対策支援方法に係り、特に、緊急時活動レベルに応じた対策に好適な原子力プラントのアクシデント対策支援システム及びアクシデント対策支援方法に関する。 【０００２】 原子力プラントでは、プラント全体において計測器で計測して、正常運転するように計算機システムで制御を行っている。一方、原子力プラントに事故が発生した場合には、原子炉の核反応を緊急停止させる等の措置が必要となる。 【０００３】 ここで、原子力プラントが安全な状態となったか、あるいは危険な状態が続いているかを把握するのが難しいので、事故発生時、原子炉の運転状態を基にリスク指標として燃料冷却指標を算出したり、格納容器内圧力等を基にリスク指標として格納容器指標を算出して原子炉の状態をリアルタイムで把握する技術が知られている。 【０００５】 一方、原子力プラントの安全基準は東日本大震災以降見直されてきており、今後はシビアアクシデントが発生した際の運転員の行動や操作手順が増える事が予想される。すなわち、新たな原子力災害対策指針に基づき、緊急時活動レベル（ＥＡＬ:Emergency Action Level）に沿って行動することが必要となる事が予想される。 【０００６】 上記の従来技術では、リスク指標が得られるものの、各種プラントパラメータや原子炉等の状態に基づき原子炉等の異常を判断して緊急時活動レベル（ＥＡＬ:Emergency Action Level）に沿って行動することはできない。 【０００７】 シビアアクシデント発生時は各所で異常事態が発生している可能性が高く、発生時の緊急時活動レベルに応じて、重要度や優先度を即座に判断し行動しなければならないため、状況に応じて為すべき行動の詳細情報が必要となる。 【０００８】 本発明の目的は、シビアアクシデント発生時において運転員を支援するガイドを提供し、負担を軽減することが可能な原子力プラントのアクシデント対策支援システム及び原子力プラントのアクシデント対策支援方法を提供することにある。 【００１６】 図１は、本実施例のＳＡ支援システムの構成図である。ＳＡ支援システムは、図１に示すように、データベース１０２と状態判定・制御手段１０３で構成される支援システムサーバ１０１と、ロジックモニタ画面１０８と、ロジックモニタを表示するためのロジック表示手段１０５と、ＥＡＬ画面１０９と、ＥＡＬ画面を表示するための画面表示手段１０６と、音声やメッセージによってガイドを表示する行動ガイド画面１１０と、行動ガイド画面を表示するためのガイド表示手段１０７で構成される支援システム端末１０４とによって構成される。 【００１７】 状態判定・制御手段１０３は、収集されたプラントデータ・環境データ（或いはその加工情報）が格納されるデータベース１０２の記憶内容に応じて、ロジック表示手段１０５、画面表示手段１０６、ガイド表示手段１０７に通信経路を介して指令を送る。ロジック表示手段１０５、画面表示手段１０６、ガイド表示手段１０７は、送られた指令に応じてロジックモニタ画面１０８、ＥＡＬ画面１０９、行動ガイド画面１１０に表示を行う。ロジックモニタ画面１０８、ＥＡＬ画面１０９は、別々のディスプレイとして構成しても良く、単一のディスプレイに並べて表示しても、或いは、単一のディスプレイに切り替え表示するように構成しても良い。 【００１８】 データベース１０２の格納データの詳細内容を図３に示す。データベース１０２には、図３に示されるように、地震、津波、炉異常、プール異常、放射線、冷却材、原子炉、電源の各項目に対応して、ＥＡＬ１、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３、メッセージ、ロジック、優先順位の内容が記憶されている。 【００１９】 図２はＥＡＬ画面１０９の構成を示す。図２は概略図であるが、実際のシステムで表示する画面ではＥＡＬの全ての項目を集約表示しており、一目でＥＡＬに関する状況を確認することが出来る。ＥＡＬ画面１０９は、原子力災害対策指針に基づき、緊急時活動レベルを判断する要素を集約表示し、事態の進展が１目で把握出来る構成としている。また、緊急事態レベルに従って警戒事態（ＥＡＬ１）、施設敷地緊急事態（ＥＡＬ２）、全面緊急事態（ＥＡＬ３）の３つの区分に分け、緊急事態レベルに応じた対応が可能な構成としている。 【００２０】 ここで、状態判定・制御手段１０３は、収集されたプラントデータ・環境データとデータベース１０２の記憶内容を比較して、例えば、震度６弱 以上の地震が発生していれば自然災害/地震ＥＡＬ１と判断し、津波高さ10m以上の津波が発生していれば自然災害/津波ＥＡＬ１と判断し、空間放射線量率5μSv/ｈ以上の放射線、空間放射線量率500μSv/ｈ以上の放射線が発生していれば各々放射線災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、非常用炉心冷却装置の作動となり、非常用炉心冷却装置の注水不可となっていると各々冷却材災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、原子炉が異常な圧力・温度上昇、最高圧力・温度となっていると各々原子炉災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、交流電源喪失、交流電源及び直流電源の喪失の事象が発生していれば各々電源災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断する。状態判定・制御手段１０３は、この判断に基づき、画面表示手段１０６に、例えば該当する項目のフリッカ等としてＥＡＬ画面１０９の表示の指示をする。 【００２１】 また、ＥＡＬ画面１０９はＥＡＬに関する全ての項目を集約表示しているが、各項目で異常等が発生している場合は、状態判定・制御手段１０３の指示に基づき、画面表示手段１０６は、画面上の各項目をフリッカおよび色替えし、その緊急度や異常発生度合いを即座に判断出来るようにしている。 【００２２】 ここで、データベース１０２に、地震、津波、炉異常、プール異常、放射線、冷却材、原子炉、電源の各項目に対応して記憶されており、ＥＡＬ１、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３等の事故内容に対して優先度が記憶されている。そのため、データベース１０２から読み出された優先度に基づいて、例えばＥＡＬ１の条件に相当する地震が発生した場合は、自然災害項目２０１の自然災害ボタンおよび地震ボタンを成立を示す赤や黄色表示とし、原子炉の異常が発生した場合は、施設項目２０２の施設ボタンおよび炉異常ボタンを赤や黄色表示とし、ＥＡＬ１を赤や黄色表示とする。同様に、例えば原災法第１０条に対応する通信設備の異常が発生した場合は、原災法第１０条項目２０３の通信設備ボタンとＥＡＬ２を赤や黄色表示とし、原災法第１５条に対応する通信設備の異常が発生した場合は、原災法第１５条項目２０４の通信設備ボタンとＥＡＬ３を赤や黄色表示とする。尚、ボタンの赤や黄色といった色は、例えば軽度の異常であれば黄色、深刻な異常であれば赤というように、異常の重要度や深刻度によって変化することで、優先すべき対応の判断要素とすることが出来る。 【００２３】 複数の事故が発生した場合には、色表示或いは点滅状況を調整して、互いの優先度の高低が比較・目視認識できるようにＥＡＬ画面１０９に表示される。 【００２４】 図４はＥＡＬ画面１０９の機能の構成を示す。ＥＡＬ画面１０９の画面表示の一部を抜粋的に説明すると、ＥＡＬ画面１０９の各項目をマウス操作で押下することで、ポップアップウインドウ３０２を表示し、その項目に関して為すべき行動を確認可能としている。このなすべき行動は、データベース１０２に、地震、津波、炉異常、プール異常、放射線、冷却材、原子炉、電源の各項目に対応して記憶されており、ＥＡＬ１、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３等の事故内容に対して、メッセージが表示されるようになっている。 【００２９】 図６は行動ガイド画面１１０の構成を示す。状態判定・制御手段１０３の指示に基づき、ガイド表示手段１０７は、ガイド機能として警報の発生状況や事故の進展状況に連動して音声やメッセージによるガイドを出力する。緊急時活動レベルに沿って行動するために確認すべき原子炉等の状態、ならびに為すべき行動の詳細情報を提供して運転員の行動を支援する。また、緊急度や重要度に応じた音声ガイドならびにメッセージ表示を行うことで運転員が優先して行動すべき内容を明確にすることが出来る。表示するメッセージは優先度が高いものから順に表示し、その要因が消えるまで表示を継続する。 【図１】 ［図：0001409137000007.jpg］ 【図２】 ［図：0001409137000008.jpg］ 【図３】 ［図：0001409137000009.jpg］ 【図４】 ［図：0001409137000010.jpg］ 【図６】 ［図：0001409137000011.jpg］ （２）甲５発明の認定 上記（１）から、甲５には、シビアアクシデント対策支援システムについて、以下の甲５発明が記載されていると認められる（なお、参考までに、認定の根拠とした箇所である甲５の段落等を括弧内に記載する。）。 ＜甲５発明＞ 「緊急時活動レベルに応じた対策に好適な原子力プラントのアクシデント対策支援システムであって、（【０００１】） シビアアクシデント発生時において運転員を支援するガイドを提供し、負担を軽減することが可能な原子力プラントのシビアアクシデント対策支援方法を提供するものであり、（【０００８】） ＳＡ支援システムは、データベース１０２と状態判定・制御手段１０３で構成される支援システムサーバ１０１と、ロジックモニタ画面１０８と、ロジックモニタを表示するためのロジック表示手段１０５と、ＥＡＬ画面１０９と、ＥＡＬ画面を表示するための画面表示手段１０６と、音声やメッセージによってガイドを表示する行動ガイド画面１１０と、行動ガイド画面を表示するためのガイド表示手段１０７で構成される支援システム端末１０４とによって構成され、（【００１６】） データベース１０２には、地震、津波、炉異常、プール異常、放射線、冷却材、原子炉、電源の各項目に対応して、ＥＡＬ１、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３、メッセージ、ロジック、優先順位の内容が記憶されており、（【００１８】） ＥＡＬ画面１０９は、原子力災害対策指針に基づき、緊急時活動レベルを判断する要素を集約表示し、事態の進展が１目で把握出来る構成としており、また、緊急事態レベルに従って警戒事態（ＥＡＬ１）、施設敷地緊急事態（ＥＡＬ２）、全面緊急事態（ＥＡＬ３）の３つの区分に分け、緊急事態レベルに応じた対応が可能な構成としており、（【００１９】） 状態判定・制御手段１０３は、収集されたプラントデータ・環境データとデータベース１０２の記憶内容を比較して、例えば、震度６弱以上の地震が発生していれば自然災害/地震ＥＡＬ１と判断し、津波高さ10m以上の津波が発生していれば自然災害/津波ＥＡＬ１と判断し、空間放射線量率5μSv/ｈ以上の放射線、空間放射線量率500μSv/ｈ以上の放射線が発生していれば各々放射線災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、非常用炉心冷却装置の作動となり、非常用炉心冷却装置の注水不可となっていると各々冷却材災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、原子炉が異常な圧力・温度上昇、最高圧力・温度となっていると各々原子炉災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、交流電源喪失、交流電源及び直流電源の喪失の事象が発生していれば各々電源災害ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断し、（【００２０】） 状態判定・制御手段１０３は、この判断に基づき、画面表示手段１０６に、例えば該当する項目のフリッカ等としてＥＡＬ画面１０９の表示の指示をし、（【００２０】） ＥＡＬ画面１０９は、ＥＡＬに関する全ての項目を集約表示しており、各項目で異常等が発生している場合は、状態判定・制御手段１０３の指示に基づき、画面表示手段１０６は、画面上の各項目をフリッカおよび色替えし、その緊急度や異常発生度合いを即座に判断出来るようにしており、（【００２１】） なすべき行動は、データベース１０２に、地震、津波、炉異常、プール異常、放射線、冷却材、原子炉、電源の各項目に対応して記憶されており、ＥＡＬ１、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３等の事故内容に対して、メッセージが表示されるようになっている、（【００２４】） シビアアクシデント対策支援システム。」 ２ 甲１の記載事項及び甲１技術事項 （１）甲１には以下の事項が記載されている。 ａ 「緊急時措置レベル（EAL）の評価プロジェクトでは、確率論的リスク評価（PRA）手法を、選定した緊急時措置レベル（EAL）に適用した。本研究の目的は、EALスキームに関するリスク洞察を提供するため、PRAの使用の実現可能性を調査することである。本研究は、原子力発電所（NPP）のEALスキームにPRA手法を適用した最初の取り組みである。・・・（中略）・・・ プラント固有の緊急時計画書に記載されたEAL閾値条件は、これらのプラントの標準化プラント解析リスク（SPAR）モデル固有のシナリオにマッピングされる。条件付き炉心損傷確率（CCDP）は、各EALシナリオを評価するリスク指標として使用される。本研究の結果は、将来のリスク情報を活用した（リスクインフォームド）緊急時計画（EP）の規制措置を策定する際に考慮すべき、一般的およびプラント固有の洞察を提供する。この結果により、現行のEALスキームは、緊急事態分類（EC）の深刻度が高いほどプラントのリスクが増加するという点で、一般に論理的であることが示された。しかしながら、この結果は、いくつかのEALのECランク付けに非一貫性があることも示唆している。」（甲１翻訳１頁２～１６行） ｂ 「本研究の解析は、起因事象のリスク重要度を決定するため、事故シーケンス前兆事象（ASP）プログラム（参考文献５）で実施されたものと類似している。NRC（原子力規制委員会）のSystems Analysis Programs for Hands on Integrated Reliability Evaluations（SAPHIRE）ソフトウェアとSPARモデルは、もともと原子炉監視プログラム（ROP）やASPプログラムなどのNRCによる措置にリスク洞察を提供するために使用されていたものだが、本研究ではこれらをリスク計算ツールとして使用する。試験的プラントとしては、BWRとPWRをそれぞれ代表するピーチボトム、サリー、セコイヤが選択された。EP文書に記載されたEAL閾値条件をピーチボトム、サリー、セコイヤのSPARモデルに組み込み、条件付き炉心損傷確率（CCDP）を計算する。本研究ではCCDPをリスク指標として使用し、CCDPの結果を同じEC内のEALシナリオを比較・評価する手段として用いる。」（甲１翻訳２頁２２～３１行） ｃ 「本研究の目的は、EALスキームに関するリスク洞察を提供するため、PRAの使用の実現可能性を調査することである。本研究では、プラント固有のPRAモデルを用いて、選択されたEALシナリオのリスク示唆を評価し、代替リスク指標である条件付き炉心損傷確率（CCDP）の形式で結果を生成する。」（甲１翻訳９頁２～５行） ｄ 「２．１ SAPHIRE モデルおよびSPAR モデル リスクインフォームド規制措置の適用の増加は、リスク情報を活用したソフトウェアやツールの急速な開発と利用の増加につながる。今日、Systems Analysis Programs for Hands on Integrated Reliability Evaluations（SAPHIRE）は、「ManagementDirective8.3」（参考文献９）で定義されるようなNRCのリスク情報を活用したプログラムで幅広く使用されている。SAPHIREソフトウェアは、NRCがスポンサーとなっているアイダホ国立研究所（INL）によって開発された。SAPHIREはNRCがこれにより、イベントツリー（ET）、フォルトツリー（FT）、シーケンスおよびカットセットを含むプラント固有のモデルロジックを解くことにより、リスクアナリストがIEに対するプラントの応答をモデル化し、炉心損傷頻度を定量化し、炉心損傷に重要な影響を与える要因を特定する（レベル１PRA）ことが可能になる。また、基本事象（BE）データの修正、変更セットの作成、不確実性解析の実行も可能である。 SPARモデル3は、SAPHIREプラットフォームと連携して作成された。各SPARモデルはサイト固有のモデルロジックで作成され、一貫したモデリングの仮定、命名法、およびIE頻度と機器故障率に関する業界データを用いて開発された。 ・・・ ３ SPARモデルは非公開。」（甲１翻訳１２頁２～１６行、脚注３） ｅ 「２．２ SAPHIREモデルおよびSPARモデルを用いたEALシナリオのモデリング 本研究では、SAPHIREソフトウェアのバージョン8を使用してCCDPを算出する。プラント固有のPRA解析には、SPARモデルとSAPHIREソフトウェアを併用する。・・・（中略）・・・ 選択されたEALシナリオの分析には、ASPプログラムが運転事象を評価する際に使用するものと類似したプロセスを応用する。EAL条件の分析には、以下の一般的な手順を使用する。 ステップ１：入手可能なシナリオ情報の収集 ステップ２：事故状況のSPARモデルへのマッピング（シナリオ作成） ステップ３：シナリオ固有のリスク指標を決定するためのPRAの利用 説明のため、ピーチボトムのAlertシナリオの１つ、MA3（ケース２）を例に挙げる。読者は、上記の各ステップが特定のEAL分析にどのように適用されるかを追うことができる。詳細なモデリング手法については、「SAPHIRE 8 User Guide」（参考文献１２）を参照。 ２．２．１ ステップ１：入手可能なシナリオ情報の収集 ステップ１では、EALシナリオがどのように定義されるかを理解するため、分析者はEALの閾値条件と基本情報を調査する。MA3の例では、ECはAlertであり、その閾値条件は以下の通りである（参考文献１３）。 １．原子炉保護システム（RPS）の設定値を超えた。 且つ ２．自動スクラムは、加熱範囲（1.00%）を下回る出力で原子炉出力を未臨界まで低下させなかった。 ・・・（中略）・・・ 上記のEAL情報を確認した後、分析者はモデルにマッピングできる情報に留意する。また、プラント固有の特徴や手順がEALにどのような影響を与えるかを理解するため、分析者は、技術仕様書、最終安全解析報告書、異常時および緊急時操作手順（EOP）などのプラント固有の技術文書も調査する。これらの文書は、ステップ１で各EALシナリオの「利用可能な情報」と定義されたものを構成する。 ２．２．２ ステップ２：事故状況のSPARモデルへのマッピング（シナリオ作成） ステップ２では、SPARモデルを用いて、EALの閾値条件とベースにより記述されたシナリオを再展開する。分析者はまず、EALの閾値条件の開始点をシミュレートするために、SPARモデルで起因（initiator）とも呼ばれる適切なIEを選択する。IEは、プラントの定常運転を中断させ、プラントの過渡変化を引き起こすものである。IEの原因は、プラントの内部または外部のどちらでもあり得る。これはハードウェアの故障、自然災害、人為的なミスや攻撃によって引き起こされ得る。本研究で使用するIEの例としては、グリッド関連LOOP（IE-LOOPGR）、過渡変化（IE-TRANS）、小規模LOCA（IE-SLOCA）などが挙げられる。 上記のMA3の閾値条件１は、プラント内で過渡変化が発生したことを示している。MA3（ケース２）の例では、過渡が原子炉の反応度スパイクにつながらないと仮定している。したがって、ピーチボトムSPARモデルにおける最も適切なIEは、過渡起因事象（IE-TRANS）である。INT-TRANSのIE確率は過渡変化が発生したことを意味する「１」に設定される。モデル内の他のすべてのIEは、発生しなかったことを意味する「０」に設定される。 適切なIEを選択し、適切な値に設定した後、閾値条件に適合するBEを選択する。BEは、PRAモデルで解析される最小詳細レベルの事象である。各プラントには独自の設計と操作手順があるため、BEはプラント固有のものである。以下は、SPARモデルで最も一般的なBEの種類と、ピーチボトムSPARモデルにおける各BEの例である。 １．機器の故障または利用不能。例えば、4160ボルト（V）の交流（AC）バスE42（20A18）の利用不能（ACP-BAC-LP-E42）。 ２．人為的ミス。例えば、オペレータが１時間以内にEDGを復旧できなかった（EPS-XHE-XL-NR01H）。 ３．共通原因故障事象。例えば、すべての直流（DC）バッテリの共通原因故障（CCF）（DCP-BAT-CF-ALL）。 いずれかのBEが発生した場合、BE失敗確率はTRUE（すなわち、失敗確率＝１．０）に設定される。一方、BEが成功した場合、BE失敗確率はFALSE（すなわち、失敗確率＝０）に設定される。場合によっては、BE失敗確率はNUREG/CR-6883（参考文献１４）に記載されるSPAR-H法に従って、あるいは専門家の判断に基づいて計算される。これらの場合のBEの修正の前提条件については、本報告書の４章、５章および６章の「EALシナリオのSPARモデルへのマッピング」のサブセクションで述べる。シナリオ定義の影響を受けない他のすべてのBEについては、基本モデルの公称BE失敗確率が解析に使用される。 各シナリオに適用可能なBEは、ETシステムの頂上事象の下に位置するFTにおいて選択される。ETは、IEに対するプラントの重要な応答を論理的に表現したものであり、各シーケンスは安全状態（安全停止など）または事故状態（炉心損傷など）のいずれかに至る。ETシステムの頂上事象は、FTを用いてモデル化される。FTは、望ましくない事象を発生させる可能性のあるすべての信頼できるシーケンスを特定する。望ましくない事象は、FTの頂上に記述される。FTゲートは、頂上事象につながるBEの論理的な組み合わせを指定する（参考文献１２）。ETシステムの頂上事象は、本報告書の付録Ｄに記載されている。 MA3の例では、原子炉トリップ系のBEがRPS FTの下に配置されているため、RPS FTが適用される。図２－１にRPS FTを示す。」（甲１翻訳１３頁１行～１４頁最下行） ｆ 「２．２．３ ステップ３：シナリオ固有のリスク指標を決定するためのPRAの利用 ステップ３の目的は、各EALシナリオのPRA結果を算出するだけでなく、PRA結果に基づく洞察を深めることである。ステップ３には以下の３つのサブステップがある： ａ）分析者はまず、各EALシナリオのCCDPを取得し、すべてのCCDPデータのグラフ結果を作成する。図２－２は、CCDP範囲のグラフ結果である。 ・・・（中略）・・・ ｂ）図２－３は、EALシナリオのECランクが厳しくなるにつれてCCDPが増加するという一般的な傾向を示している。ほとんどのEALシナリオはこの一般的な傾向に従うが、この傾向に従わない異常値も存在する。このような異常値を特定し、意味のある洞察を得るため、分析者は、計算されたCCDPに基づき、様々なECに対してCCDPの範囲を設定する。この範囲は、本EAL研究において、異常値を特定するためのスクリーニングツールとして機能する。尚、この範囲は規制上の合格基準として使用することはできず、安全上の要件に対応するものでもないということに留意されたい。これらは主にピーチボトム、サリー、セコイヤの結果から求められたCCDPの範囲に基づいている。これらは規制上あるいは政策上の考慮を示すものではない。米国内のすべてのNPPを対象とした一般的な範囲を作成することは可能であろうが、より多くの研究が必要であろう。 各種ECに対するCCDPの推定範囲を以下に示す。 ・NOUE：<1x10-5 ・Alert： 1x10-5～ 1x10-3 ・SAE： 1x10-3～ 1x10-1 ・GE： 1x10-1～ 1 ・・・（中略）・・・ ｃ）各ECについてCCDPの範囲を設定した後、分析者は、あるシナリオのCCDPの結果を、設定したCCDPの範囲と比較した。これにより、そのEALシナリオが設定された範囲内か範囲外かを判断する。もし結果が設定された範囲外であれば、そのEALはさらに検討する必要があることを意味する。分析者は、洞察の前に、各EALシナリオのシーケンスとカットセットも検証し、類似する閾値条件を持つシナリオと比較して、類似するEALシナリオ間の結果の一貫性と差異を検証する。洞察は３章にまとめられ、記載されており、分析結果は本報告書の４章、５章、６章の「SPARモデルの結果とその示唆」のサブセクションに記載される。」（甲１翻訳１５頁下から５行～１６頁最下行） （２）甲１技術事項 上記（１）から、甲１には、以下の甲１技術事項が記載されていると認められる。 「確率論的リスク評価（PRA）手法を用いて、各緊急時措置レベル（EAL）シナリオを評価するリスク指標として条件付き炉心損傷確率（CCDP）を使用し、（前記（１）ａ） EALの閾値条件とベースにより記述されたシナリオを再展開し、EALの閾値条件の開始点をシミュレートするために、適切な起因事象（IE）を選択し、 （前記（１）ｅ） 適切なIEを選択し、適切な値に設定した後、閾値条件に適合するBEを選択し、（前記（１）ｅ） 各EALシナリオのCCDPを取得し、すべてのCCDPデータのグラフ結果を作成し、様々な緊急事態分類（EC）に対してCCDPの範囲を設定し、各ECについてCCDPの範囲を設定した後、あるシナリオのCCDPの結果を、設定したCCDPの範囲と比較すること。（前記（１）ｆ）」 ３ 甲２の記載事項及び甲２技術事項 （１）甲２には以下の事項が記載されている。 ａ 「まえがき 日本原子力学会標準委員会は、その任務である標準の制定の一環として、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）の実施基準を制定してきた。炉心損傷の評価を行うレベル１ＰＲＡ、格納容器機能損失からソースタームの環境放出を評価するレベル２ＰＲＡ、そして環境影響を評価するレベル３ＰＲＡの実施基準、そして停止状態にあるプラントのＰＲＡ実施基準、さらに地震、津波、内部火災、内部溢水を起因とするＰＲＡ実施基準も制定している。」（ｉ頁１～７行） ｂ 「この事故により、原子力施設が有するリスクを見直し低減していく謙虚な努力の重要性が強く認識された。原子力施設が有するリスクを客観的に評価する技術として確率論的リスク評価（Probabilistic Risk Assessment,以下PRAと呼ぶ）がある。PRAは、原子力施設で発生しうる事故のシナリオを体系的な情報で網羅的に探索し、その発生頻度及び影響の大きさを定量的に推定する安全評価の方法である。」（１頁６～１０行） ｃ 「２．４．１ リスク特定と分析の特徴 リスク分析には、発生確率や影響の大きさを数値で評価する定量的評価手法の他にも、半定量的評価手法や、定性的評価手法がある。定性的評価手法で分析を行っても、そのシナリオ構造等から事故進展の重要な分岐点を把握する等の優位な結果を得ることができる。 リスク分析には、ハザード（潜在的危険源）を同定してリスクを算定するイベントツリー（ＥＴ）等による帰納的手法とリスクを同定してその原因を探るフォールトツリー（ＦＴ）等による演繹的手法がある。」（７頁９～１６行） ｄ 「３．１．３ ＲＰＡの主要な技術要素 （１）炉心損傷事故シーケンス論理モデルの構築（レベル１ＰＲＡ） ＰＲＡ実施のステップでは、大きく、事故シーケンスの分析に基づく論理モデルの作成段階及び各種パラメータに基づくリスクの定量化段階に分類できる。事故シーケンスの分析に基づく論理モデルの作成では、事故シーケンスを漏れなく摘出し、事故に至る様々な原因を包括的に表現しなくてはならない。このために、体系的なリスク評価手法を用いて、さらにこれらの手法を適切に組み合わせた分析を行う必要がある。 一般的に用いられるリスク評価手法は、オペラビリティスタディ、故障モード／影響解析（ＦＭＥＡ）、フォールトツリー解析（ＦＴＡ）、イベントツリー解析（ＥＴＡ）がある。これらの手法は大きく帰納的手法と演繹的手法に分類でき、それぞれ特徴が異なることから、補完的に用いられる。 現状のＰＲＡの定量化では、図３．１．３－１に示すように、イベントツリー解析手法及びフォールトツリー解析手法を用いて論理モデルを構築することが多い。」（１６頁８行～１７頁１行） ｅ 図３．１．３－１ レベル１ＰＲＡ論理モデルの概要 ［図：0001409137000012.jpg］ ｆ 図３．１．３－４ 格納容器機能損失に対するイベントツリー例 ［図：0001409137000013.jpg］ （２）甲２技術事項 上記（１）から、甲２には、以下の甲２技術事項が記載されていると認められる。 「原子力施設が有するリスクを客観的に評価する確率論的リスク評価（ＰＲＡ）は、原子力施設で発生しうる事故のシナリオを体系的な情報で網羅的に探索し、その発生頻度及び影響の大きさを定量的に推定する安全評価の方法であり、（前記（１）ｂ） 炉心損傷の評価を行うレベル１ＰＲＡにおける確率論的リスク評価（ＰＲＡ）において、現状のＰＲＡの定量化では、図３．１．３－１に示すように、イベントツリー解析手法及びフォールトツリー解析手法を用いて論理モデルを構築すること。（前記（１）ａ及びｄ）」 ４ 甲３の記載事項及び甲３技術事項 （１）甲３には以下の事項が記載されている。 ａ 「１．２． ＳＡＰＨＩＲＥとは何か、何ができるのか？ ＳＡＰＨＩＲＥは、ユーザがパソコンを使ってフォルトツリーやイベントツリーを作成・解析できる統合ＰＲＡソフトウェアーツールである。」（甲３翻訳２頁１１～１３行） ｂ 「事故シーケンス（Accident Sequence） 起因事象と（イベントツリーで定義された）システムの失敗や成功との組み合わせであり、提起可能な結果を引き起こすものである。原子力発電所のＰＲＡの場合、結果は一般的に炉心損傷である。」（甲３翻訳３頁最下行～４頁３行） ｃ 「・イベントツリー ［図：0001409137000014.jpg］ ◆イベントツリーとは、起因事象に対するプラントの重要な応答を論理的に表現したものである。 ◇各シーケンスは、安全状態（安全停止など）または事故状態（炉心損傷など）のいずれかをもたらす。 ◇イベントツリーは、システム／機能をシーケンス進行に関連付ける。 ◇イベントツリーは、事故シーケンスのエンドツーエンドのトレーサビリティを提供する。 ◆イベントツリーは、以下の機能を実行するため、追跡可能な経路を提供する。 ◇事故シーケンスの特定。 ◇必須安全システム機能の特定。 ◇シーケンス頻度の定量化。 ・フォルトツリー ［図：0001409137000015.jpg］ 」 ◆フォルトツリーとは、望ましくない事象を引き起こす可能性のある不具合を論理的に表現したものである。 ◇望ましくない事象は、フォルトツリーの頂上に記述される。 ◇フォルトツリーのゲートは、頂上事象につながる基本事象の論理的な組み合わせを指定する。 ◇フォルトツリーは、システムの「弱点」を特定するために用いることができる。 ◇フォルトツリーは、フォルト事象間の相互関係を認識するのに役立つ。 ◇ＳＡＰＨＩＲＥは、フォルトツリーを評価して、システムの最小カットセットとシステムの故障確立を求める。 ◆フォルトツリーは、論理ゲートと、論理ゲートへの入力である基本事象から構成される。 ・論理ゲート 入力事象のブール演算（論理和、論理積など）を表す。 ・基本事象 ハードウェア障害、人為的ミス、悪条件などの不具合を表す。」（甲３翻訳４頁最下行～６頁６行） （２）甲３技術事項 上記（１）から、甲３には、以下の甲３技術事項が記載されていると認められる。 「ＳＡＰＨＩＲＥは、ユーザがパソコンを使ってフォルトツリーやイベントツリーを作成・解析できる統合ＰＲＡソフトウェアーツールであり、（前記（１）ａ） 起因事象とイベントツリーで定義されたシステムの失敗や成功との組み合わせであり、提起可能な結果を引き起こす事故シーケンスは、原子力発電所のＰＲＡの場合、結果は一般的に炉心損傷であること。（前記（１）ｂ）」 ５ 甲４の記載事項及び甲４技術事項 （１）甲４には以下の事項が記載されている。 ａ 「１３．重大事故の事故シーケンスグループに係る事故進展解析」（甲４の３９頁） ｂ 「１．背景 重大事故等対処設備を考慮したレベル１確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）モデル及びレベル２ＰＲＡモデルから、重大事故等対処設備の作動及び不作動を組み合わせた事故シーケンスを抽出することができる。」（甲４の４１頁、「１３．重大事故の事故シーケンスグループに係る事故進展解析」スライド２頁） ｃ 「3.安全研究の実施計画（１／７） （１）事故進展解析（１／３） PWRプラント及びBWRプラントの種々のプラントについて、事故進展の解析を実施する。 ●重大事故等対処設備を考慮したPRAから解析対象とする事故シーケンスを選定。 ●選定した事故シーケンスについて、事故発生から格納容器破損までの事故進展解析を実施。 ●選定した各事故シーケンスの事故進展の現象を支配する主要なパラメータを抽出し、事故発生から格納容器破損までの事故進展に係る感度解析を実施。」 （甲４の４３頁、「１３．重大事故の事故シーケンスグループに係る事故進展解析」スライド４頁） ｄ 「（１）事故進展解析（２／３） ［図：0001409137000016.jpg］ 」（甲４の４４頁、「１３．重大事故の事故シーケンスグループに係る事故進展解析」スライド５頁） ｅ 「１．背景（１／２） 発電用原子炉施設を対象として事業者が原子力災害対策指針に基づき策定する防災業務計画のうち、原子力災害発生時のプラントの状況に応じて防護措置を適切に実施するための緊急事態区分に対する判断基準である緊急時対応レベル（以下「EAL」という。）については、これまでに炉型に応じた効果的な運用を確保することを目的として、事象想定、事故時のプラントパラメータ及びその指標値より構成されるEALの確認項目（安全系の作動状況、圧力、温度、放射性物質障壁の健全性等）を整備してきている。 最近、米国原子力規制委員会（以下「ＮＲＣ」という。）などにより、確率論的リスク評価の研究を踏まえて、ＥＡＬにより分類される緊急事態区分が炉心損傷頻度、早期大規模放出頻度と整合するような改善が検討されている。」（甲４の５３頁、「３０．緊急時対応レベル（ＥＡＬ）に係るリスク情報活用等の研究」スライド２頁） （２）甲４技術事項の認定 上記（１）から、甲４には、以下の甲４技術事項が記載されていると認められる。 「重大事故等対処設備を考慮した確率論的リスク評価（ＰＲＡ）から解析対象とする事故シーケンスをイベントツリーを用いて選定し、選定した事故シーケンスについて、事故発生から格納容器破損までの事故進展解析を実施すること。（前記（１）ｃ）」 第６ 当審の判断 １ 申立理由１について （１）本件発明１について ア 本件発明１と甲５発明の対比 （ア）甲５発明のデータベース１０２には、地震、津波、炉異常、プール異常、放射線、冷却材、原子炉、電源の各項目に対応して、ＥＡＬ１、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３、メッセージ、ロジック、優先順位の内容が記憶され、状態判定・制御手段１０３により、収集されたプラントデータ・環境データとデータベース１０２の記憶内容を比較して、ＥＡＬ２、ＥＡＬ３と判断しているから、当該データベース１０２は、収集されたプラントデータ・環境データと比較されるＥＡＬ２、ＥＡＬ３の判断基準が登録されているといえる。 そして、上記ＥＡＬ２及びＥＡＬ３は、それぞれ「施設敷地緊急事態（ＥＡＬ２）」及び「全面緊急事態（ＥＡＬ３）」であるから、甲５発明の当該データベース１０２は、本件発明１の「少なくとも施設敷地緊急事態及び全面緊急事態に区分けして緊急時活動レベルのＥＡＬ判断基準を登録する第１登録部」に相当する。 （イ）甲５発明のシビアアクシデント対策支援システムは、緊急時活動レベルに応じた対策に好適な原子力プラントのアクシデント対策支援システムであって、シビアアクシデント発生時において運転員を支援するガイドを提供し、負担を軽減することが可能な原子力プラントのシビアアクシデント対策支援方法を提供するものであり、実際にシビアアクシデントが発生している際に緊急時活動レベルに応じて運転員を支援するガイドを提供するシステムである。 一方、本件発明１は、緊急時活動レベル（ＥＡＬ）の到達頻度を管理する（【０００５】～【０００６】）、緊急時活動レベルの管理支援装置である。 そうすると、本件発明１の「緊急時活動レベルの管理支援装置」と、甲５発明の「シビアアクシデント対策支援システム」は、「緊急時活動レベルの支援装置」である点で共通する。 イ 一致点及び相違点 上記アから、本件発明１と甲５発明は以下の一致点で一致し、以下の相違点で相違する。 （ア）一致点 「少なくとも施設敷地緊急事態及び全面緊急事態に区分けして緊急時活動レベルのＥＡＬ判断基準を登録する第１登録部、を備える緊急時活動レベルの支援装置。」 （イ）相違点 ａ 相違点１ 本件発明１が、 「確率論的リスク評価に基づき、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録する第２登録部と、 前記ＰＲＡイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に、前記ＥＡＬ判断基準を関連付ける関連付け部と、 前記関連付けの不能な前記ＥＡＬ判断基準が関連付け可能となるよう前記ＰＲＡイベントツリーに新規の前記ヘディングを追加し、前記シーケンスを再展開する再展開部と、 前記分岐に関連付けたＥＡＬ判断基準が前記施設敷地緊急事態及び前記全面緊急事態のいずれに属するかに基づいて、各々の前記シーケンスの属性を決定する属性決定部と、 前記施設敷地緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第１抽出イベントツリー及び前記全面緊急事態に属する前記シーケンスを抽出した第２抽出イベントツリーを作成する作成部と、 前記第１抽出イベントツリー及び前記第２抽出イベントツリーの各々に基づいて前記施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び前記全面緊急事態の第２到達頻度を演算する演算部」を備えるのに対して、甲５発明は上記構成を備えていない点。 ｂ 相違点２ 緊急時活動レベルの支援装置について、本件発明１が、緊急時活動レベルの到達頻度を管理する支援装置であるのに対し、甲５発明のシビアアクシデント対策支援システムは、シビアアクシデント発生時において運転員を支援するガイドを提供し、負担を軽減することが可能な原子力プラントのシビアアクシデント対策支援方法を提供する装置であるものの、「緊急時活動レベルの管理」を行うものではない点。 ウ 判断 上記相違点について検討する。 （ア）相違点１について 以下で検討するとおり、施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び全面緊急事態の第２到達頻度を演算するための構成である、相違点１に係る本件発明１の「前記ＰＲＡイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に、前記ＥＡＬ判断基準を関連付ける関連付け部」並びに当該関連付け部の存在を前提とした、再展開部、属性決定部、作成部及び演算部を備えることは、甲１～甲４のいずれにも記載も示唆もされておらず、甲５発明においてこれらの構成を備えるようにすることは、当業者が容易に想到し得たこととはいえない。 すなわち、甲１技術事項は、炉心損傷確率（ＣＣＤＰ）をリスク指標として緊急時活動レベル（ＥＡＬ）を評価するものであり、ＥＡＬはその閾値条件の開始点をシミュレートするために、適切な起因事象（ＩＥ）が選択されるものであり、イベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に関連付けられるものではないし、演算されるのはＣＣＤＰであって、施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び全面緊急事態の第２到達頻度ではない、 また、甲２～甲４技術事項は、イベントツリーを用いて確率論的リスク評価（ＰＲＡ）を行う技術に関するものであるが、甲２～甲４のいずれにも、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法のイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に緊急時活動レベル（ＥＡＬ）判断基準を関連付けることも、施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び全面緊急事態の第２到達頻度を演算することも記載されていないし、これらを示唆もしていない。 以上のとおり、甲１～甲４のいずれにも、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法のイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に緊急時活動レベル（ＥＡＬ）判断基準を関連付けることも、施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び全面緊急事態の第２到達頻度を演算することも記載されていないし、さらにいえば、甲５発明は、ＥＡＬ画面１０９は、ＥＡＬに関する全ての項目を集約表示するものであるところ、シビアアクシデント発生時において運転員を支援するガイドを提供するためのものであって、到達頻度（確率）ではなく、既に異常等が発生していることを示して、その緊急度や異常発生度合いを即座に判断出来るようにするためのものであるから、確率論的リスク評価に基づいて「施設敷地緊急事態（ＥＡＬ２）」又は「全面緊急事態（ＥＡＬ３）」の到達頻度を演算する構成を適用する動機付けがあるともいえない。 そうすると、甲１～４技術事項を踏まえても、甲５発明において、本件発明１に係る相違点１の構成のごとく、施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び全面緊急事態の第２到達頻度を演算するための構成である、「前記ＰＲＡイベントツリーで展開されるシーケンスの分岐に、前記ＥＡＬ判断基準を関連付ける関連付け部」及び当該関連付け部の存在を前提とした、再展開部、属性決定部、作成部、演算部を備えるようにすることは、当業者が容易に想到し得ることであるということはできない。 （イ）相違点２について 上記（ア）のとおり、甲５発明は、ＥＡＬ画面１０９は、ＥＡＬに関する全ての項目を集約表示するものであるところ、シビアアクシデント発生時において運転員を支援するガイドを提供するためのものであるから、緊急時活動レベルの到達頻度を管理する支援装置として構成する動機付けがあるともいえない。 そうすると、甲５発明において、本件発明１に係る相違点２の構成のごとく、「緊急時活動レベルの管理」を支援するための構成を適用することは当業者が容易に想到し得ることであるということはできない。 （ウ）小括 上記（ア）及び（イ）のとおりであるから、本件発明１は、甲５発明及び甲１～４技術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はない。 （エ）申立人の主張について ａ 申立人は、甲１のＥＡＬシナリオを再展開するとの記載から、イベントツリーで展開されるシーケンスの分岐にＥＡＬの閾値条件を関連づけていると認められる旨主張するが（異議申立書７０頁２０～２３行）、当該再展開が具体的に意味するところは、上記（ア）に説示したとおり、ＥＡＬはその閾値条件の開始点をシミュレートするために、適切な起因事象（ＩＥ）が選択されることであって、イベントツリーで展開されるシークエンスの分岐に関連付けられることではない。 ｂ 申立人は、甲１には少なくとも施設敷地緊急事態（ＳＥ）及び全面緊急事態（ＧＥ）を含む各ＥＡＬシナリオの到達頻度を条件付き炉心損傷確率（ＣＣＤＰ）として算出した結果が記載されていると主張するが（異議申立書３７頁１９～２１行）、ＣＣＤＰはＥＡＬシナリオの到達頻度ではない。 ｃ 申立人は、甲５には、ＥＡＬ判断基準の全ての項目（施設敷地緊急事態、全面緊急事態を含む）の異常発生度合（頻度）を演算していると主張するが（異議申立書２頁表右欄１０～１４行、７２頁下から７行～下から４行）、上記（ア）及び（イ）に説示したとおり、甲５には、本件発明１の「緊急時活動レベル」の「到達頻度」を演算することは記載も示唆もされていない。 ｄ 申立人は、甲５の「シビアアクシデント対策支援システム」が、本件発明１の「緊急時活動レベルの管理支援装置」に相当すると主張するが（異議申立書６９頁７～１０行）、上記ア及びイに説示したとおり、甲５の「シビアアクシデント対策支援システム」が、本件発明１の「緊急時活動レベルの管理支援装置」に相当するとはいえない。 （２）本件発明２～６について 本件発明２～６は、本件発明１に従属するものであり、さらに請求項２～６それぞれの記載により特定される発明特定事項を追加したものであるから、前記（１）に示した理由と同様の理由により、本件発明２～６に係る発明は、甲５発明及び甲１～４技術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はない。 （３）本件発明７及び８について 本件発明７及び８は、緊急時活動レベルの管理支援装置という物の発明である本件発明１を、本件発明７は緊急時活動レベルの管理支援方法という方法の発明となしたものであり、本件発明８は緊急時活動レベルの管理支援プログラムというプログラムの発明となしたものであって、本件発明７及び８と甲５発明との相違点は、本件発明１と甲５発明の相違点１及び２と同様の相違点を含むものである。 よって、上記（１）に示した理由と同様の理由により、本件発明７及び８は、甲５発明及び甲１～４技術事項に基づいて当業者が容易になし得るものではない。 ２ 申立理由２について 申立人の主張する申立理由２、すなわち、本件発明１、７、８における「確率論的リスク評価に基づき、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録する」ことについて、「確率論的リスク評価」との記載について、発明の詳細な説明には何ら具体的な説明はなく、当該用語がどのような意味で使われているのか定かではないとの主張について、以下検討する。 例えば甲１～４技術事項からみて、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法は原子力発電所の炉心損傷の到達頻度を評価する手法であって、その内容として、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録するものとして周知の評価手法であり、本件発明において、当業者は、確率論的リスク評価の技術的意味を理解することができるといえる。 そして、本件発明において、確率論的リスク評価を当該周知の評価手法と異なる技術として用いていると解すべき理由はない。 そうすると、本件発明における「確率論的リスク評価に基づき、起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録する」ことは、上記周知の確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法を用いて起因事象及びその進展を防止する一連の処置事項がヘディングとなったＰＲＡイベントツリーを登録することを意味すると当業者は理解することができるから、本件発明は明確である。 ３ 申立理由３について 申立人の主張する申立理由３、すなわち、発明の詳細な説明の記載をみても、各シーケンス分岐に分岐確率が紐付いていることや分岐確率をどのように設定するかについてなんら記載されていないから、本件発明１、７、８の「第１到達頻度」及び「第２到達頻度」をどのように演算するかについて、実施可能要件を満たさないとの主張について、以下検討する。 例えば甲１～４技術事項からみて、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法として、次の手順により原子力発電所の炉心損傷の到達頻度を評価する手法は技術常識である。 （１）フォールトツリー解析により、イベントツリーの「進展を防止する一連の処置事項」の分岐の成功及び失敗の確率が演算される。例えば、甲２の「図３．１．３－１レベル１ＰＲＡ論理モデルの概要」のフォールトツリー解析により、イベントツリーの「進展を防止する一連の処置事項」である「安全機能Ａ喪失」について（失敗）分岐確率ＰＡが決定される。 （２）イベントツリーの各分岐における（失敗）分岐確率ＰＡ、分岐確率ＰＢ、分岐確率ＰＣに基づいて、それぞれの分岐の成功及び失敗の分岐をたどり、そのたどった分岐により炉心損傷が発生する確率、すなわち、発生頻度を演算する。例えば、甲２の「図３．１．３－１レベル１ＰＲＡ論理モデルの概要」のイベントツリーで太線で分岐をたどった結果、炉心損傷の発生頻度をＦ×ＰＣのように演算する（なお、同図においてＦ×ＰＣとされている太線の発生頻度は、正確にはＦ×（１－ＰＡ）×（１－ＰＢ）×ＰＣであるが、現実にはＰＡやＰＢが非常に小さいため、（１－ＰＡ）や（１－ＰＢ）を１と置いたものと理解される。）。 このように、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法において、イベントツリーの各シーケンス分岐に所定の分岐確率が紐付けられることは技術常識であるところ、確率論的リスク評価に基づきＰＲＡイベントツリーのシーケンスを展開する本件発明においても、各シーケンス分岐に所定の分岐確率が紐付いていることは自明である。 また、確率論的リスク評価（ＰＲＡ）手法における各シーケンス分岐の分岐確率の演算についても、当該シーケンス分岐が属する処置事項に応じて、甲２に例示されるフォールトツリー解析による演算や、実機試験により算出する方法、シミュレーションにより算出する方法、過去の実績データに基づいて算出する方法、専門家の意見等を踏まえて適当な値を設定する方法等、種々の方法によって決定し得ることが本願の出願時の技術常識である。そうすると、本件発明において、当業者は、本願の発明の詳細な説明の記載及び本願の出願時の技術常識に基づいて、確率論的リスク評価を用いて到達頻度を演算することができるといえる。 以上検討のとおり、当業者は、本件発明における「前記第１抽出イベントツリー及び前記第２抽出イベントツリーの各々に基づいて前記施設敷地緊急事態の第１到達頻度及び前記全面緊急事態の第２到達頻度を演算する」ことを、本件明細書の発明の詳細な説明の記載及び本願の出願時の技術常識に基づいて実施することができるといえる。 第７ むすび 以上のとおりであるから、特許異議の申立ての理由及び証拠によっては、請求項１～８に係る特許を取り消すことはできない。 また、他に請求項１～８に係る特許を取り消すべき理由を発見しない。 よって、結論のとおり決定する。