JP2007183268A - 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法 - Google Patents
原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2007183268A JP2007183268A JP2006350902A JP2006350902A JP2007183268A JP 2007183268 A JP2007183268 A JP 2007183268A JP 2006350902 A JP2006350902 A JP 2006350902A JP 2006350902 A JP2006350902 A JP 2006350902A JP 2007183268 A JP2007183268 A JP 2007183268A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- plant
- operating
- variable data
- dependent variable
- dependent
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- 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
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
【解決手段】オンライン原子炉プラント(110)からの運転プラントデータにアクセスし(210)、原子炉運転を、所与の作動限界を表す予測従属変数データを生成するために、運転プラントデータを使用してオフラインでシミュレートする(220)。予測従属変数データを、オンラインプラントに類似するプラント構成を有するプラントの保管された運転サイクルからの正規化されたヒストリカル従属変数データを用いる評価のために正規化する(230)。予測従属変数データの時間依存平均バイアスおよび時間依存不確実性値を、正規化されたヒストリカル従属変数データを使用して判定し(240)、(250)、オンラインプラントのリスク許容レベルを得る(260)。所与の作動限界までの運転マージンを、評価されるプラントのリスク許容レベルを満足するために、判定された時間依存平均バイアス値および時間依存不確実性値に基づいて判定する(270)。
【選択図】図2
Description
σ2 targettref=σ2 refttarget または、書き直すと、
σ2 target/σ2 ref=ttarget/tref (1)
(1)の最後の式は、モデル化された独立変数測定値対予測値系の必要な将来の従属変数不確実性を判定するのに使用される関係を示す。(1)では、ttarget=所望の不確実性の望まれる時刻であり、tref=系の不確実性が既知である基準時刻であり、σref=基準時刻(tref)での基準不確実性であり、σtarget=所望の時刻(ttarget)での所望の不確実性である。したがって、(1)の最後の式によって示されているように、相対時刻は、相対不確実性と等しく、相対不確実性は、相対時刻と等しい。したがって、この関係を利用することによって、将来の不確実性の判定をもたらすことができる。その結果、必要な将来の時間の長さ(すなわち、次の制御ブレードシーケンスインターバル)と基準時刻からのデータを与えられれば、必要な将来の不確実性のよい推定値を判定することができる。この情報の組合せは、最大燃料サイクル効率を提供すると同時に、イベントフリー(event−free)運転をもたらすことができる。
120 プロセスコンピュータ
130 リレーショナルデータベース
140 オフラインシミュレータ
150 計算プロセッサ
Claims (10)
- 原子炉での所与の作動限界までの運転マージンを判定する方法であって、
評価されるオンライン原子炉プラント(110)から現在の運転サイクル中の運転プラントデータにアクセスすること(210)と、
前記所与の作動限界を表す予測従属変数データを含むシミュレーション結果を生成するために、前記運転プラントデータを使用して原子炉運転をオフラインでシミュレートすること(220)と、
評価される前記原子炉プラントに類似するプラント構成を有する原子炉プラントの複数の保管された運転サイクルのそれぞれからの正規化されたヒストリカル従属変数データを用いる評価のために前記予測従属変数データを正規化すること(230)と、
前記正規化されたヒストリカル従属変数データを使用して、前記予測従属変数データの時間依存平均バイアス値を判定すること(240)と、
前記正規化されたヒストリカル従属変数データを使用して、前記予測従属変数データの時間依存不確実性値を判定すること(250)と、
前記現在の運転サイクル内の所与の期間中にイベントが発生しない確率に関連する、評価される前記プラントのリスク許容レベルを得ること(260)と、
前記評価されるプラントの前記リスク許容レベルを満足するために前記判定された時間依存平均バイアス値および時間依存不確実性値に基づいて前記所与の作動限界までの運転マージンを計算すること(270)と、
を含む方法。 - 運転データにアクセスすることが、さらに、
前記現在の運転内の1つまたは複数の照射線量点での、独立変数を表すプラント運転条件と、実際の従属変数データを表す監視された温度限度データとを取り出すことと、
前記独立変数および実際の従属変数データをデータベース(130)に保管すること、
とを含むことを特徴とする請求項1記載の方法。 - 前記独立変数が、原子炉出力レベル、炉心流量、棒パターン、制御ブレードシーケンス、機械的条件、サイクル照射線量、同位体濃縮特性、およびガドリニウム特性のうちの1つまたは複数を含むことを特徴とする請求項1記載の方法。
- 前記所与の作動限界が、Maximum Fraction of Limiting Power Density(MFLPD)限界、Maximum Average Planar Linear Heat Generation Rate(MAPLHGR)限界、Maximum Fraction of Limiting Critical Power Ratio(MFLCPR)限界のうちの1つまたは複数を含む温度限界、前記評価されるプラントの固有値などの出力関連限界、または他の既知の産業標準出力関連プラント限界もしくは核燃料に対する温度限界のうちの1つであることを特徴とする請求項1記載の方法。
- 原子炉運転をオフラインでシミュレートすることが、
オフラインシミュレーションプログラムで原子炉運転をシミュレートするために、前記独立変数を使用して、評価される前記プラントをモデル化するシミュレータ入力ファイルを作成することと、
前記所与の作動限界を表す予測従属変数データを生成するために、前記オフラインシミュレーションプログラムを実行することと
を含むことを特徴とする請求項1記載の方法。 - 前記めいめいの保管された運転サイクルのそれぞれの複数の照射線量点での前記保管された運転サイクルのそれぞれの前記ヒストリカル従属変数データのバイアス値が、前もって計算され、所与の保管された運転サイクル内の所与の照射線量点での前記バイアス値が、所与のヒストリカルサイクルのその照射線量点での測定された作動限界と予測された作動限界との間の差を表し、
前記予測従属変数データの前記時間依存平均バイアス値を判定することが、
前記ヒストリカル従属変数データの前記バイアス値を、強制的に、評価される前記原子炉プラントの前記運転サイクル内の現在の照射線量点にするために、前記正規化されたヒストリカル従属変数データを較正することと、
評価される前記原子炉プラントの前記運転サイクル内の前記現在の照射線量点から較正された、前記保管された運転サイクルのそれぞれの内の前記照射線量点のそれぞれでの前記正規化されたヒストリカル従属変数データの前記バイアス値のすべての平均値として前記時間依存平均バイアス値を判定することと
を含むことを特徴とする請求項1記載の方法。 - 前記予測従属変数データの前記時間依存不確実性値を判定することが、前記照射線量のそれぞれでの前記ヒストリカル従属変数データの前記バイアス値のそれぞれの標準偏差を判定することを含むことを特徴とする請求項6記載の方法。
- 前記所与の作動限界の前記計算された運転マージンに基づいて、改訂されたプラント運転パラメータを判定すること(280)と、
前記改訂されたプラント運転パラメータに基づいて、前記オンライン原子炉のプラント運転条件を変更することと
をさらに含むことを特徴とする請求項1記載の方法。 - 前記所与の作動限界の前記運転マージンの前記計算が、継続的にまたは所与の周期性で繰り返されることを特徴とする請求項1記載の方法。
- 前記ヒストリカル従属変数データが、評価される前記プラント(110)に類似するプラント運転スタイルからのヒストリカル従属変数データを組み込むためにフィルタリングされることを特徴とする請求項1記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US11/320,919 US7366273B2 (en) | 2005-12-30 | 2005-12-30 | Method of determining margins to operating limits for nuclear reactor operation |
US11/320,919 | 2005-12-30 |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2007183268A true JP2007183268A (ja) | 2007-07-19 |
JP2007183268A5 JP2007183268A5 (ja) | 2010-02-18 |
JP5357389B2 JP5357389B2 (ja) | 2013-12-04 |
Family
ID=37908123
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2006350902A Active JP5357389B2 (ja) | 2005-12-30 | 2006-12-27 | 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US7366273B2 (ja) |
EP (1) | EP1804255A3 (ja) |
JP (1) | JP5357389B2 (ja) |
KR (1) | KR20070072399A (ja) |
CN (1) | CN101034595A (ja) |
MX (1) | MXPA06015255A (ja) |
TW (1) | TWI389138B (ja) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2019184530A (ja) * | 2018-04-16 | 2019-10-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉の熱出力評価方法、原子炉の熱出力評価装置及び原子炉の熱出力評価プログラム、原子力設備の運転管理方法、原子力設備の運転管理装置、原子力設備の運転管理プログラム |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP2077561A1 (en) * | 2008-01-01 | 2009-07-08 | Institute of Nuclear Energy Research Atomic Energy Council, Executive Yuan | Thermal limit analysis with hot-channel model for boiling water reactors |
US9424376B2 (en) * | 2011-11-18 | 2016-08-23 | Terrapower, Llc | Enhanced neutronics systems |
US9031892B2 (en) | 2012-04-19 | 2015-05-12 | Invensys Systems, Inc. | Real time safety management system and method |
US10310457B2 (en) | 2014-11-24 | 2019-06-04 | Aspen Technology, Inc. | Runtime modeling approach to updating refinery planning models |
RU2589038C1 (ru) * | 2015-06-10 | 2016-07-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Способ регулирования параметров ядерного реактора |
CN105469325B (zh) * | 2015-12-21 | 2022-04-08 | 云南电网有限责任公司电力科学研究院 | 一种确定火电机组负荷稳定状态的方法及系统 |
FR3085788B1 (fr) * | 2018-09-12 | 2020-11-27 | Framatome Sa | Procede de protection d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire correspondant |
CN110119878B (zh) * | 2019-04-09 | 2022-12-16 | 华能山东石岛湾核电有限公司 | 一种适用于特定电厂临时性变更的风险指引决策方法 |
DE102020004277A1 (de) * | 2020-07-13 | 2022-01-13 | BTB Jansky GmbH | Verfahren zur Simulation von Betriebs/Komponentenzuständen von Anlagen, insbesondere von Kraftwerksanlagen |
CN111899905B (zh) * | 2020-08-05 | 2022-11-01 | 哈尔滨工程大学 | 一种基于核动力装置的故障诊断方法及系统 |
CN113157790B (zh) * | 2021-04-20 | 2022-10-11 | 核工业西南物理研究院 | 一种核聚变曲线编辑方法、系统、终端及介质 |
CN113568386B (zh) * | 2021-07-30 | 2023-02-28 | 西安热工研究院有限公司 | 一种基于区间估计的火电机组全工况大数据分析方法 |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH04110698A (ja) * | 1990-08-30 | 1992-04-13 | Toshiba Corp | 炉心監視装置 |
JPH06347586A (ja) * | 1993-05-11 | 1994-12-22 | Abb Atom Ab | 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法 |
JPH08179078A (ja) * | 1994-12-19 | 1996-07-12 | Toshiba Corp | 原子力発電所監視装置 |
JPH09171093A (ja) * | 1995-11-15 | 1997-06-30 | Westinghouse Electric Corp <We> | 加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法及び装置 |
JPH102987A (ja) * | 1996-06-13 | 1998-01-06 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心監視装置 |
JP2001264478A (ja) * | 1999-12-30 | 2001-09-26 | General Electric Co <Ge> | 原子炉に関する多重運転制御変数を最適化するためのシステム及び方法 |
JP2002168988A (ja) * | 2000-11-01 | 2002-06-14 | Korea Advanced Inst Of Sci Technol | 原子力発電所のデジタルオンライン能動試験発電所保護システム及びその方法 |
JP2005172750A (ja) * | 2003-12-15 | 2005-06-30 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 炉心監視システム |
JP2005331290A (ja) * | 2004-05-18 | 2005-12-02 | Toshiba Corp | Bwrプラントの運転制御システム |
JP2005345421A (ja) * | 2004-06-07 | 2005-12-15 | Toshiba Corp | 炉内構造物の欠陥裕度評価方法 |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US5091139A (en) * | 1989-06-26 | 1992-02-25 | General Electric Company | Automated thermal limit monitor |
US5912933A (en) * | 1997-12-04 | 1999-06-15 | General Electric Company | Method and system for direct evaluation of operating limit minimum critical power ratios for boiling water reactors |
US6611572B2 (en) * | 2000-12-29 | 2003-08-26 | Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. | Determination of operating limit minimum critical power ratio |
US7200541B2 (en) * | 2002-12-23 | 2007-04-03 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs |
-
2005
- 2005-12-30 US US11/320,919 patent/US7366273B2/en active Active
-
2006
- 2006-12-20 MX MXPA06015255A patent/MXPA06015255A/es active IP Right Grant
- 2006-12-20 TW TW095147952A patent/TWI389138B/zh not_active IP Right Cessation
- 2006-12-20 EP EP06126619A patent/EP1804255A3/en not_active Withdrawn
- 2006-12-27 JP JP2006350902A patent/JP5357389B2/ja active Active
- 2006-12-28 KR KR1020060136853A patent/KR20070072399A/ko not_active Application Discontinuation
- 2006-12-30 CN CNA2006100641326A patent/CN101034595A/zh active Pending
Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH04110698A (ja) * | 1990-08-30 | 1992-04-13 | Toshiba Corp | 炉心監視装置 |
JPH06347586A (ja) * | 1993-05-11 | 1994-12-22 | Abb Atom Ab | 沸騰水形原子炉における炉心の乾燥に関する監視方法 |
JPH08179078A (ja) * | 1994-12-19 | 1996-07-12 | Toshiba Corp | 原子力発電所監視装置 |
JPH09171093A (ja) * | 1995-11-15 | 1997-06-30 | Westinghouse Electric Corp <We> | 加圧水型原子炉を核沸騰限界及び高温配管内沸騰から防護する方法及び装置 |
JPH102987A (ja) * | 1996-06-13 | 1998-01-06 | Toshiba Corp | 原子炉の炉心監視装置 |
JP2001264478A (ja) * | 1999-12-30 | 2001-09-26 | General Electric Co <Ge> | 原子炉に関する多重運転制御変数を最適化するためのシステム及び方法 |
JP2002168988A (ja) * | 2000-11-01 | 2002-06-14 | Korea Advanced Inst Of Sci Technol | 原子力発電所のデジタルオンライン能動試験発電所保護システム及びその方法 |
JP2005172750A (ja) * | 2003-12-15 | 2005-06-30 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 炉心監視システム |
JP2005331290A (ja) * | 2004-05-18 | 2005-12-02 | Toshiba Corp | Bwrプラントの運転制御システム |
JP2005345421A (ja) * | 2004-06-07 | 2005-12-15 | Toshiba Corp | 炉内構造物の欠陥裕度評価方法 |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2019184530A (ja) * | 2018-04-16 | 2019-10-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉の熱出力評価方法、原子炉の熱出力評価装置及び原子炉の熱出力評価プログラム、原子力設備の運転管理方法、原子力設備の運転管理装置、原子力設備の運転管理プログラム |
JP7023165B2 (ja) | 2018-04-16 | 2022-02-21 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉の熱出力評価方法、原子炉の熱出力評価装置及び原子炉の熱出力評価プログラム、原子力設備の運転管理方法、原子力設備の運転管理装置、原子力設備の運転管理プログラム |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
TWI389138B (zh) | 2013-03-11 |
EP1804255A3 (en) | 2010-07-07 |
CN101034595A (zh) | 2007-09-12 |
KR20070072399A (ko) | 2007-07-04 |
EP1804255A2 (en) | 2007-07-04 |
JP5357389B2 (ja) | 2013-12-04 |
MXPA06015255A (es) | 2008-10-17 |
US7366273B2 (en) | 2008-04-29 |
TW200741745A (en) | 2007-11-01 |
US20070153958A1 (en) | 2007-07-05 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5357389B2 (ja) | 原子炉運転に関する作動限界までのマージンを判定する方法 | |
JP3704086B2 (ja) | 運転限界最小臨界出力比の評価方法、システムおよびプログラム | |
US7461038B2 (en) | Method and apparatus for evaluating robustness of proposed solution to constraint problem and considering robustness in developing a constraint problem solution | |
CA2818881C (en) | Full spectrum loca evaluation model and analysis methodology | |
EP1699057B1 (en) | Method of loading a core of a nuclear reactor | |
EP1615232A2 (en) | Method, arrangement and computer program for generating database of fuel bundle designs for nuclear reactors | |
EP1615233A2 (en) | Method, arrangement and computer program for determining standarized rod types for nuclear reactors | |
CN109409022B (zh) | 一种用于核电堆芯物理仿真可视化建模调试测试方法 | |
US9047995B2 (en) | Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations | |
CN107767025A (zh) | 一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法 | |
Martin et al. | Progress in international best estimate plus uncertainty analysis methodologies | |
Reyes-Fuentes et al. | AZTUSIA: A new application software for Uncertainty and Sensitivity analysis for nuclear reactors | |
Szilard et al. | Industry application emergency core cooling system cladding acceptance criteria early demonstration | |
Prošek et al. | The state-of-the-art theory and applications of best-estimate plus uncertainty methods | |
Martin | Quantifying phenomenological importance in best-estimate plus uncertainty analyses | |
EP2071581A2 (en) | Method and apparatus for determination of safety limit minimum critical power ratio for a nuclear fuel core | |
EP2643781B1 (en) | Full spectrum loca evaluation model and analysis methodology | |
JP2013020386A (ja) | 品質評価装置および品質評価方法 | |
RU2808104C2 (ru) | Способ работы ядерного реактора с вычислением в режиме он-лайн коэффициента запаса до кризиса теплообмена | |
Martin et al. | Deterministic and Best-Estimate Analysis Methods | |
Heo | Optimization of Design for SMR via Data Assimilation and Uncertainty Quantification. | |
CN117494453A (zh) | 一种多堆一机核电站的系统化参数估计方法 | |
CN117034639A (zh) | 核电站仿真平台的不确定性分析方法、计算设备和介质 | |
Szilard | Loss of Coolant Accident (LOCA)/Emergency Core Coolant System (ECCS Evaluation of Risk-Informed Margins Management Strategies for a Representative Pressurized Water Reactor (PWR) | |
Morreale et al. | Determination of Operator Action Times During a Loss-of-Feedwater Event Using Extreme Value Statistics |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20091228 |
|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20091228 |
|
RD02 | Notification of acceptance of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7422 Effective date: 20091228 |
|
RD04 | Notification of resignation of power of attorney |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A7424 Effective date: 20091228 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20101224 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20120403 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20120626 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20130129 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20130422 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20130806 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20130830 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 5357389 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |