CZ302302B6 - Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva - Google Patents
Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva Download PDFInfo
- Publication number
- CZ302302B6 CZ302302B6 CZ20090886A CZ2009886A CZ302302B6 CZ 302302 B6 CZ302302 B6 CZ 302302B6 CZ 20090886 A CZ20090886 A CZ 20090886A CZ 2009886 A CZ2009886 A CZ 2009886A CZ 302302 B6 CZ302302 B6 CZ 302302B6
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- enrichment
- nuclear fuel
- neutrons
- initial
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 32
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 32
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 51
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 25
- 230000001066 destructive effect Effects 0.000 claims abstract description 8
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 claims description 8
- 230000004069 differentiation Effects 0.000 claims description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 4
- 238000011088 calibration curve Methods 0.000 claims description 3
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 claims description 3
- 230000001939 inductive effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 3
- 230000007017 scission Effects 0.000 claims description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 2
- 238000011835 investigation Methods 0.000 claims description 2
- 238000007620 mathematical function Methods 0.000 claims description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 24
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 4
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 4
- 239000004698 Polyethylene Substances 0.000 description 3
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000001730 gamma-ray spectroscopy Methods 0.000 description 2
- -1 polyethylene Polymers 0.000 description 2
- 229920000573 polyethylene Polymers 0.000 description 2
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 230000000704 physical effect Effects 0.000 description 1
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Tento zpusob pro nedestruktivní a neinvazivní rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva pomocí merení poctu okamžitých neutronu ze štepení a približného merení velikosti vyhorení za použití polovodicových detektoru rychlých neutronu umožnuje porovnáním kombinace namerených hodnot s kalibracními hodnotami ze známých vzorku urcit velikost pocátecného obohacení jaderného paliva ve velkém rozsahu. Zarízení pro provádení tohoto zpusobu lze nakalibrovat tak, aby bylo schopno odlišit od sebe palivo nekolika ruzných pocátecních obohacení a též palivo od moderátoru.
Description
Způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva
Oblast techniky
Předložené řešení se týká rozlišování počátečního obohacení paliva jaderných reaktoru pomocí kombinace detekce počtu rychlých neutronů ze štěpení a přibližné znalosti vyhoření paliva. Palivo není pro účely měření upraveno ani měřením změněno.
io
Dosavadní stav techniky
Neinvazivní metody určení počátečního obohacení paliva vycházejí z měření fyzikálních vlasti5 ností štěpitelných materiálů. Průmyslově používané metody jsou aplikovatelné bud’ pouze při dobré znalosti historie ozáření paliva, tj. jakému neutronovému toku bylo v průběhu používání vystaveno a jaké je jeho vyhoření, nebo jen pro určité intervaly obohacení. Jedná se o metody založené na měření gama aktivity či měření změny reaktivity přidáním neznámého vzorku k známému palivovému souboru blízko kritického stavu. Nevýhodou těchto metod je poměrně dlouhá doba měření (měření gama aktivity) a finanční náročnost (měření reaktivity).
Existují i metody destruktivní a invazivní, a to zejména metody, kdy je palivo pro účely zjištění počátečního obohacení změněno, tzv. označeno. Nevýhodou těchto metod je, že je třeba fyzická úprava paliva různá pro jednotlivá obohacení.
Způsob, kdy palivo není pro účely měření upraveno ani měřením změněno, je znám jeden, a to rozlišování počátečního obohacení paliva jaderných reaktorů pomocí kombinace detekce počtu zpožděných neutronů a přibližné znalosti vyhoření paliva. Tento způsob je předmětem české přihlášky vynálezu PV 2009-576. Podstatou tohoto řešení je, zeje schopné rozlišovat počáteční obohacení paliva, ať už čerstvého či ozářeného v jaderném reaktoru. Vynález kombinuje přibližné měření vyhoření jaderného paliva a měření zpožděných neutronů ze štěpení. Kombinace těchto dvou hodnot dovoluje určit počáteční obohacení paliva.
Dvojrozměrná kombinace přibližného vyhoření a počtu detekovaných zpožděných neutronů se pro známá obohacení nejprve nakalibruje a určí se diskriminační úrovně, které se použijí pro palivo neznámého obohacení. Nevýhodou této metody je časová náročnost dodatečného ozařování paliva neutrony a nutnost následného měření zpožděných neutronů.
Podstata vynálezu
Výše uvedené nedostatky odstraňuje způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva podle předkládaného řešení. Při tomto způsobu se vychází ze současného stavu techniky, kdy se nejprve pro různé druhy jaderného paliva při jejich známém počátečním obohacení změří některou ze známých metod závislost velikosti vyhoření jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem. Současně se změří i závislost množství detekovaných neutronů daného jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem. Takto získané závislosti se uspořádají ve formě dvojrozměrné kombinace, čímž se získají kalibrační průběhy závislosti velikosti vyhoření daného jaderného paliva na množství detekovaných neutronů ze štěpení. Parametrem této závislosti je pro jednotlivé druhy jaderného paliva velikost jejich počátečního obohacení. Poté se do reaktoru vloží jaderné palivo, jehož počáteční obohacení se zjišťuje. Palivo se ozařuje a měří se velikost jeho vyhoření a počet detekovaných neutronů. Dvourozměrnou kombinací počtu naměřených neutronů a změřeného přibližného vyhoření se získá bod, který se porovná s kalibračními průbě-1 CZ 302302 B6 liy závislostí paliv se známým počátečním obohacením. Výsledná počáteční hodnota obohacení sledovaného jaderného paliva je hodnota odpovídající počátečnímu obohacení nejblíže ležící kalibrační závislosti. V případě, že získaný výsledný bod leží mezi dvěma kalibračními závislostmi s různým počátečním obohacením, určí se výsledné počáteční obohacení sledovaného jaderného paliva poměrem těchto známých počátečních obohacení. Podstatou nového řešení je, že se detekují okamžité neutrony a velikost vyhoření jaderného paliva se měří před jeho ozářením pro vyvolání štěpení, přičemž počet okamžitých neutronů ze štěpení se měří v průběhu ozařování.
Ve výhodném provedení se počet okamžitých neutronů ze štěpení měří polovodičovým detektorem doplněným o vrstvu konverzního materiálu, který převádí rychlé neutrony ze štěpení na odražené protony. Nej výhodnější je, když se tento polovodičový detektor okamžitých neutronů umístí na ose mezi zdroj neutronů vyvolávajících štěpení a měřené jaderné palivo.
Dvojrozměrná kombinace se realizuje ve formě grafu, tabulky či matematické funkce.
Podstatou vynálezu je tedy způsob rozlišování počátečního obohacení paliva, ať už Čerstvého či ozářeného v jaderném reaktoru. Řešení kombinuje přibližné měření velikosti vyhoření jaderného paliva a měření počtu okamžitých neutronů ze štěpení. Kombinace těchto dvou hodnot dovoluje určit počáteční obohacení paliva bez znalosti historie jeho ozáření.
Dvojrozměrná kombinace přibližně změřeného vyhoření paliva a počtu detekovaných okamžitých neutronů se pro známá obohacení nejprve kalibruje a určí se diskriminační úrovně, které se použijí pro palivo neznámého obohacení.
Způsob má schopnost odlišit od sebe paliva několika různých počátečních hodnot obohacení a také odlišit palivo od neštěpitelného materiálu, např. od moderátoru. Zařízení, které se pro realizaci způsobu použije, je schopné pracovat univerzálně nezáviste na obohacení a vyhoření paliva a dovoluje provést identifikaci počátečního obohacení v řádu vteřin.
Přehled obrázků na výkresech
Způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva podle předkládaného řešení bude dále popsán pomocí přiložených výkresů. Na Obr. 1 je uvedena jedna z variant zařízení, kterými lze způsob realizovat. Obr. 2 uvádí způsob detekce okamžitých neutronů. Obr. 3 znázorňuje postup celého způsobu.
Příklady provedení vynálezu
Způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva lze provádět zařízením, které je schematicky uvedeno na obr. I. Toto zařízení sestává z jednotky 1 měření vyhoření se vstupem jaderného paliva a z modulu 2 měření okamžitých neutronů ze štěpení, který je opatřen výstupem jaderného paliva. Způsob je založen na následujících krocích, které mohou být provedeny v libovolném vhodném pořadí a kterými zkoumané palivo prochází.
Prvním krokem je měření velikosti vyhoření. Jednotka i měření vyhoření může být umístěna v libovolném pořadí, tj. před i za krokem, kterým je měření okamžitých neutronů ze štěpení. Jednotka i měření vyhoření může integrovat libovolnou používanou metodu určení velikosti vyhoření paliva. Vhodnou je zejména gama spektrometrie a identifikace radionuklidů charakteristických pro dané vyhoření. Měření může probíhat pouze krátce, neboť je dostačující nevelká přesnost určení vyhoření, např. 15%. Gamma spektrometrieká aparatura může být postavena na polovodičových, scíntilaČních detektorech nebo jiných vhodných detektorech nabízejících energetické rozlišení dostatečné pro identifikaci radionuklidů.
- 2 CZ 302302 B6
Druhým krokem je měření okamžitých neutronů. Modul 2 měření okamžitých neutronů provádějící toto měření obsahuje zdroj neutronů, gama nebo rentgenová záření o dostatečné energii k vyvolání štěpení v palivu. Zdroj neutronů/gama záření může být libovolného druhu, tedy, radioisotopový zdroj, například Cf, neutronový D-T, D-D generátor, urychlovač a podobně. Pakliže je použit zdroj neutronů, je tento doplněn neutronovým moderátorem k získání vyššího toku termálních neutronů. Podmínkou je, že zdroj vygeneruje takový tok neutronů/gama fotonů, aby vyvolal dostatečné množství štěpení ve zkoumaném palivu. Množství štěpení v palivu ovlivňuje přímou úměrou množství detekovaných okamžitých neutronů ze štěpení a proto také přešlo nost a spolehlivost určení počátečního obohacení paliva.
Neutronové detektory použité v modulu 2 měření okamžitých neutronů musí být citlivé na rychlé neutrony ze štěpení, avšak musí mít nízkou citlivost na záření použité k vyvolání štěpení, aby bylo dosaženo dostatečného poměru signálu k pozadí. Vhodným typem detektorů jsou polovodi15 čovč detektory' doplněné o konvertor neutronů na nabité částice, například polyethylenem. Ten je umístěn na povrchu detektoru, přivráceném ke zkoumanému palivu. Rychlé neutrony vzniklé ze štěpení v palivu vyrážejí v konvertoru protony, které jsou následně detekovány v přiloženém polovodičovém detektoru, viz Obr. 2. Detektor je umístěn co nejblíže palivu, pro dosažení maximálního počtu příchozích neutronů. V případě, zeje k vyvolání štěpení použito zdroje neutronů, je detektor zároveň umístěn na ose mezi zdrojem neutronů a palivem. Případné rychlé neutrony ze zdroje potom odrážejí v konvertoru detektoru opačným směrem, tj. směrem od samotného polovodičového senzoru. V tomto uspořádání je pak detektor necitlivý vůči neutronům ze zdroje, avšak schopen detekovat neutrony ze štěpení. Detektor je rovněž necitlivý vůči termálním neutronům a rovněž je málo citlivý vůči vysokoenergetickým fotonům v případě, že je použit zdroj gamma nebo rentgenová záření. Jinými slovy lze říci, že jsou detekovány pouze okamžité neutrony přicházející se strany polyethylenového konvertoru PE. Okamžité neutrony, které přicházejí z opačné strany, tedy ze strany polovodičového senzoru, nejsou v křemíku Si detekovány.
Množství detekovaných okamžitých neutronů je závislé na vyhoření paliva a jeho počátečním obohacení. Velikost vyhoření je přibližně známa z měření v jednotce 1 měření vyhoření. Kombinací přibližné znalosti velikosti vyhoření a množství emitovaných okamžitých neutronů se určí počáteční obohacení. Dalšími parametry potřebnými k určení počátečního obohacení je velikost neutronového/fotonového toku vyvolávajícího štěpení v modulu 2 měření okamžitých neutronů, doba ozařování, tedy doba měření okamžitých neutronů ze štěpení. Znalost toku v jednotce i měření vyhoření může být nahrazena kalibrací za použití vzorků paliva se známým obohacením.
Kalibrované dvojrozměrné kombinace hodnot pro rozlišení počátečního obohacení pak dovolují určit obohacení neznámého paliva bez znalosti historie ozařování, a to pro jakkoliv ozářené palivo dle přiložených grafů, Obr. 3. Tento obrázek uvádí příklad závislosti počtu detekovaných okamžitých neutronů na vyhoření pro dvě různá počáteční obohacení paliva. Obě zobrazené křivky pro dvě různá počáteční obohacení paliva jsou jasně separovány. Na základě těchto závislostí je tedy možno rozeznat palivo s nižším počátečním obohacením od paliva s vyšším počátečním obohacením, a to i v případě, že palivo již bylo ozářeno v reaktoru a má tedy nenulové vyhoření.
Průmyslová využitelnost
Způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva podle předkládaného řešení lze využít při překládkách jaderného paliva u jaderných reaktorů s kontinuální výměnou paliva, zejména u reaktorů vysokoteplotních a takových, které nepoužívají prizmatické palivové bloky.
Claims (4)
- PATENTOVÉ NÁROKY5 1. Způsob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování počátečního obohacení jaderného paliva, kde se nejprve pro různé druhy jaderného paliva při jejich známém počátečním obohacení změří některou ze známých metod závislost velikosti vyhoření jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva reaktorem a závislost množství detekovaných neutronů daného jaderného paliva na obohacení při různých počtech a drahách průchodu paliva κι reaktorem a takto získané závislosti se uspořádají ve formě dvojrozměrné kombinace, čímž se získají kalibrační průběhy závislosti velikosti vyhoření daného jaderného paliva na množství detekovaných neutronů ze štěpení, kde parametrem pro jednotlivé druhy jaderného paliva je velikost jejich počátečního obohacení, načež se do reaktoru vloží jaderné palivo, jehož počáteční obohacení se zjišťuje, palivo se ozařuje a měří se velikost jeho vyhoření a počet detekovaných15 neutronů a dvourozměrnou kombinací počtu naměřených neutronů a změřeného přibližného vyhoření se získá bod, který se porovná s kalibračními průběhy závislostí paliv se známým počátečním obohacením a výsledná počáteční hodnota obohacení sledovaného jaderného paliva je hodnota odpovídající počátečnímu obohacení nejblíže ležící kalibrační závislosti, přičemž v případě, že získaný výsledný bod leží mezi dvěma kalibračními závislostmi s různým počátečním20 obohacením, určí se výsledné počáteční obohacení sledovaného jaderného paliva poměrem těchto známých počátečních obohacení, vyznačující se tím, že se detekují okamžité neutrony a velikost vyhoření jaderného paliva se měří před jeho ozářením pro vyvolání štěpení, přičemž počet okamžitých neutronů ze štěpení se měří v průběhu ozařování.25
- 2, Způsob podle nároku 1, vyznačující se tím, že se počet okamžitých neutronů ze Štěpení měří polovodičovým detektorem doplněným o vrstvu konverzního materiálu, který převádí rychlé neutrony ze štěpení na odražené protony.
- 3. Způsob podle nároků 1 a 2, vyznačující se tím, že polovodičový detektor30 okamžitých neutronů se umístí na ose mezi zdroj neutronů vyvolávajících štěpení a měřené jaderné palivo.
- 4. Způsob podle nároku 1 a kteréhokoli z nároků 2 nebo 3, vyznačující se tím, že dvojrozměrná kombinace se realizuje ve formě grafu, tabulky či matematické funkce.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ20090886A CZ302302B6 (cs) | 2009-12-28 | 2009-12-28 | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CZ20090886A CZ302302B6 (cs) | 2009-12-28 | 2009-12-28 | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CZ2009886A3 CZ2009886A3 (cs) | 2011-02-09 |
| CZ302302B6 true CZ302302B6 (cs) | 2011-02-09 |
Family
ID=43536504
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CZ20090886A CZ302302B6 (cs) | 2009-12-28 | 2009-12-28 | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CZ (1) | CZ302302B6 (cs) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US429122A (en) * | 1890-06-03 | Albert burton evenden | ||
| US3636353A (en) * | 1968-05-13 | 1972-01-18 | Nat Nuclear Corp | Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons |
| GB2138129B (en) * | 1983-04-13 | 1986-09-03 | Doryokuro Kakunenryo | Method and apparatus for measuring uranium isotope enrichment |
| EP0356701B1 (en) * | 1988-08-31 | 1994-11-30 | General Electric Company | Non-destructive testing of nuclear fuel rods |
| CZ2009576A3 (cs) * | 2009-08-28 | 2010-10-20 | Ceské vysoké ucení technické v Praze - fakulta jaderná a fyzikálne inženýrská | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
-
2009
- 2009-12-28 CZ CZ20090886A patent/CZ302302B6/cs not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US429122A (en) * | 1890-06-03 | Albert burton evenden | ||
| US3636353A (en) * | 1968-05-13 | 1972-01-18 | Nat Nuclear Corp | Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons |
| GB2138129B (en) * | 1983-04-13 | 1986-09-03 | Doryokuro Kakunenryo | Method and apparatus for measuring uranium isotope enrichment |
| EP0356701B1 (en) * | 1988-08-31 | 1994-11-30 | General Electric Company | Non-destructive testing of nuclear fuel rods |
| CZ2009576A3 (cs) * | 2009-08-28 | 2010-10-20 | Ceské vysoké ucení technické v Praze - fakulta jaderná a fyzikálne inženýrská | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CZ2009886A3 (cs) | 2011-02-09 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3636353A (en) | Method and apparatus for the nondestructive assay of bulk nuclear reactor fuel using 1 kev. to 1 mev. range neutrons | |
| US20220084703A1 (en) | Method and system to detect and locate the in-core position of fuel bundles with cladding perforations in candu-style nuclear reactors | |
| KR101750284B1 (ko) | Czt 검출기를 이용한 사용후 핵연료 연소도 검증 시스템 | |
| Bentoumi et al. | Investigation of in-beam prompt and delayed neutron counting techniques for detection and characterization of special nuclear material | |
| EP1376109B1 (en) | Material defect evaluation apparatus and method by measurements of positron lifetimes | |
| CZ302302B6 (cs) | Zpusob nedestruktivního a neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva | |
| Zhou et al. | Monte Carlo analyses and experimental investigation of the vanadium self-powered neutron detector in 60Co source and research pulsed reactor | |
| CZ302119B6 (cs) | Zpusob neinvazivního rozlišování pocátecního obohacení jaderného paliva | |
| KR102564895B1 (ko) | 듀얼 타입 감지모듈이 구비된 이동형 방사선 검출기 | |
| Kashyap et al. | Differential Die-Away Analysis for detection of 235U in metallic matrix | |
| KR101076391B1 (ko) | 핵연료봉 비파괴 검사장치 | |
| Klein et al. | Neutron resonance transmission analysis (NRTA) for nuclear fuel characterization using a portable dt neutron generator | |
| Holschuh et al. | The CRANK System—A Simple, Robust Apparatus for Measurement of Cherenkov Light at Open-Pool Reactor | |
| Yu et al. | The diffraction detector for the EMD of the CSNS | |
| JP2010249753A (ja) | 物質中の超ウラン元素の分析方法 | |
| Vrinda Devi et al. | Nondestructive determination of relative plutonium content in MOX fuel pins for pressurized heavy water reactors using passive gamma scanning | |
| JP7668980B1 (ja) | 中性子検出装置、核物質検知装置 | |
| JP7397768B2 (ja) | 放射線計測装置および放射線計測方法 | |
| Wen et al. | Time sequence method for prompt neutron decay constant determination | |
| Bentoumi et al. | A novel In-beam delayed neutron counting technique for characterization of special nuclear materials | |
| Gu et al. | Research on detection technology of 235U enrichment and loading uniformity for nuclear fuel rods | |
| Pentaleri et al. | Complete characterization of containerized waste using a PFNA-based inspection system | |
| RU119131U1 (ru) | Сцинтилляционный детектор электронов и бета-излучения | |
| Park et al. | Experimental comparison of uranium enrichment measurement methods | |
| Menlove et al. | UFCC Calibration Measurements for Bulk U3O8 Powder Samples |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | Patent lapsed due to non-payment of fee |
Effective date: 20151228 |