JP2521256B2 - 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 - Google Patents
自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法Info
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- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法に関
するものである。
するものである。
第８図は従来の沸騰水型原子炉（BWR）の系統構成の
概略説明図で、１は原子炉格納容器、２は原子炉圧力容
器、３はシユラウド、４は炉心、５は制御棒、６は再循
環ポンプ、７は給水配管、８は流水ポンプ、９は主蒸気
管、10はタービン、11は発電機、12は復水器を示してい
る。
概略説明図で、１は原子炉格納容器、２は原子炉圧力容
器、３はシユラウド、４は炉心、５は制御棒、６は再循
環ポンプ、７は給水配管、８は流水ポンプ、９は主蒸気
管、10はタービン、11は発電機、12は復水器を示してい
る。
BWRにおいては、炉心４部に冷却材の沸騰により蒸気
泡が存在し、この炉心４部に存在する蒸気泡は、何らか
の原因で出力が上昇すると沸騰の度合が増加して、核反
応を維持する熱中性子を減らす方向に作用するので、出
力上昇を緩和するという自己制御性をもつている。
泡が存在し、この炉心４部に存在する蒸気泡は、何らか
の原因で出力が上昇すると沸騰の度合が増加して、核反
応を維持する熱中性子を減らす方向に作用するので、出
力上昇を緩和するという自己制御性をもつている。
また、BWRは、炉心４部で冷却材の一部が沸騰し蒸気
泡が発生し、シユラウド３内外に冷却材の密度差に起因
する大きな自然循環力ができること。また、原子炉圧力
容器２の内側でジエツトポンプを介し、抵抗の少ない流
路が形成されることにより、大きな自然循環能力があ
る。このため、再循環ポンプ６が停止しても自然循環に
より炉心を十分に冷却することができる。
泡が発生し、シユラウド３内外に冷却材の密度差に起因
する大きな自然循環力ができること。また、原子炉圧力
容器２の内側でジエツトポンプを介し、抵抗の少ない流
路が形成されることにより、大きな自然循環能力があ
る。このため、再循環ポンプ６が停止しても自然循環に
より炉心を十分に冷却することができる。
しかし、工学的安全設備の設計に際しては、仮想的な
一次系配管破断を設計ベースとするために、従来BWRで
は、大容量の非常用炉心冷却系（ECCS）を設置してい
た。
一次系配管破断を設計ベースとするために、従来BWRで
は、大容量の非常用炉心冷却系（ECCS）を設置してい
た。
一方、設置の合理化のために、BWRの真価、変遷の過
程では、第９図に示す如く、一次配管の想定破断面積を
小さくして、ECCSの容量の低減と安全性の一層の向上が
なされてきた。
程では、第９図に示す如く、一次配管の想定破断面積を
小さくして、ECCSの容量の低減と安全性の一層の向上が
なされてきた。
第９図において、ABWRは将来型BWR、HPCIは高圧注入
系、CSは炉心スプレー系、LPCIは低圧注入系、HPCSは高
圧炉心スプレー系、LPCSは低圧炉心スプレー系、RCICは
原子炉分離時冷却系、LPFLは低圧注水系、FWは給水系、
MSは主蒸気系、ADSは自動減圧系、O/Gは気体廃棄物処理
系、RHRは残留熱除去系を示している。
系、CSは炉心スプレー系、LPCIは低圧注入系、HPCSは高
圧炉心スプレー系、LPCSは低圧炉心スプレー系、RCICは
原子炉分離時冷却系、LPFLは低圧注水系、FWは給水系、
MSは主蒸気系、ADSは自動減圧系、O/Gは気体廃棄物処理
系、RHRは残留熱除去系を示している。
なお、特開昭57-175293号公報，特開昭59-195198号公
報には、自然循環型原子炉に関する技術が開示されてい
る。
報には、自然循環型原子炉に関する技術が開示されてい
る。
従来のBWRは、再循環ポンプを用いた強制循環方式を
用いているため、信頼性の向上のためには系統構成が複
雑となり、強制循環用の外部再循環配管が設けられてい
るため仮想的な配管破断用のECCSの容量の大幅な低減は
困難であり、さらに再循環ポンプの故障等の強制循環喪
失時のプラントへの影響の低減も困難であつた。
用いているため、信頼性の向上のためには系統構成が複
雑となり、強制循環用の外部再循環配管が設けられてい
るため仮想的な配管破断用のECCSの容量の大幅な低減は
困難であり、さらに再循環ポンプの故障等の強制循環喪
失時のプラントへの影響の低減も困難であつた。
本発明は、BWRの一層の信頼性，安全性，経済性を追
求し、設置の一層の合理化を可能にするため、制御棒や
ポンプ等の動的機器によらず原子炉出力を制御する自然
循環型BWRの制御方法を提供可能とすることを目的とす
るものである。
求し、設置の一層の合理化を可能にするため、制御棒や
ポンプ等の動的機器によらず原子炉出力を制御する自然
循環型BWRの制御方法を提供可能とすることを目的とす
るものである。
前述の如き目的を達成する本考案の構成は、炉心を囲
み原子炉圧力容器内に設けられているシユラウドの内外
の冷却材の密度差で生じる差圧により自然循環力で前記
炉心に冷却材を流す沸騰水型原子炉で、前記炉心内にお
けるボイド率を制御して熱中性子束を変化させ、原子炉
出力を制御する自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法に
おいて、前記ボイド率の制御を、多段の気水分離器を用
いた原子炉の水位の制御、又は、タービン蒸気加減弁と
タービンバイアス弁との連動による原子炉圧力の制御に
よつて行い、前記原子炉の熱出力を制御することを特徴
とするものである。
み原子炉圧力容器内に設けられているシユラウドの内外
の冷却材の密度差で生じる差圧により自然循環力で前記
炉心に冷却材を流す沸騰水型原子炉で、前記炉心内にお
けるボイド率を制御して熱中性子束を変化させ、原子炉
出力を制御する自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法に
おいて、前記ボイド率の制御を、多段の気水分離器を用
いた原子炉の水位の制御、又は、タービン蒸気加減弁と
タービンバイアス弁との連動による原子炉圧力の制御に
よつて行い、前記原子炉の熱出力を制御することを特徴
とするものである。
本発明の自然循環型BWRの制御方法における原子炉出
力の制御は、炉心に存在する蒸気泡の割合を原子炉水位
の制御、又は、原子炉圧力の制御によって変化させるも
ので、その作用について説明する。
力の制御は、炉心に存在する蒸気泡の割合を原子炉水位
の制御、又は、原子炉圧力の制御によって変化させるも
ので、その作用について説明する。
（１）原子炉水位による出力制御 原子炉水位を上昇させるとシユラウド内外の差圧が大
きくなり、自然循環による炉心流量が増加する。この炉
心流量の増加により、炉心の蒸気泡割合が減少して熱中
性子束が上昇し、原子炉出力を増加させることができ
る。
きくなり、自然循環による炉心流量が増加する。この炉
心流量の増加により、炉心の蒸気泡割合が減少して熱中
性子束が上昇し、原子炉出力を増加させることができ
る。
（２）原子炉圧力による出力制御 原子炉圧力を上昇させると蒸気泡の比容量が小さくな
り炉心部での蒸気泡存在割合が小さくなり中性子の減速
能力が高まる。このため、熱中性子束が上昇し原子炉出
力を増加させることができる。
り炉心部での蒸気泡存在割合が小さくなり中性子の減速
能力が高まる。このため、熱中性子束が上昇し原子炉出
力を増加させることができる。
以下、実施例について説明する。
第２図は本発明の自然循環型BWRの制御方法の実施例
の実施に用いられる自然循環型BWRのシステム構成の説
明図、第１図は同じく原子炉圧力容器の説明図、第３図
は同じく多段気水分離器の説明図である。これらの図
で、第８図と同一部分には同一符号が付してあり、10a
及び10bはそれぞれ高圧タービン及び低圧タービン、13
はタービンバイパス弁、14は復水濾過装置、15は復水脱
塩装置、16は復水ポンプ、17は給水加熱器、18は原子炉
圧力容器２の下部プレナム、19は炉心４の上部に設けら
れている気水分離器、20及び21はそれぞれ気水分離器の
入口ノズル及び入口ベーンを示している。
の実施に用いられる自然循環型BWRのシステム構成の説
明図、第１図は同じく原子炉圧力容器の説明図、第３図
は同じく多段気水分離器の説明図である。これらの図
で、第８図と同一部分には同一符号が付してあり、10a
及び10bはそれぞれ高圧タービン及び低圧タービン、13
はタービンバイパス弁、14は復水濾過装置、15は復水脱
塩装置、16は復水ポンプ、17は給水加熱器、18は原子炉
圧力容器２の下部プレナム、19は炉心４の上部に設けら
れている気水分離器、20及び21はそれぞれ気水分離器の
入口ノズル及び入口ベーンを示している。
この自然循環型BWRでは、原子炉で発生した蒸気は、
主蒸気管９を通りタービン10a,10bを回った後エネルギ
を失ない復水となる。復水は復水ポンプ16で昇圧され、
複数の給水加熱器17で昇温された後、給水ポンプ８で原
子炉に供給される。給水加熱器17は、タービン抽気ある
いは蒸気管から分流させた蒸気により給水温度を上昇さ
せる。給水加熱器17は熱交換容量を変化できるよう必要
に応じ熱交換器のドレン弁の開閉することができる。
主蒸気管９を通りタービン10a,10bを回った後エネルギ
を失ない復水となる。復水は復水ポンプ16で昇圧され、
複数の給水加熱器17で昇温された後、給水ポンプ８で原
子炉に供給される。給水加熱器17は、タービン抽気ある
いは蒸気管から分流させた蒸気により給水温度を上昇さ
せる。給水加熱器17は熱交換容量を変化できるよう必要
に応じ熱交換器のドレン弁の開閉することができる。
原子炉圧力容器２は、第１図に示す如く、炉心４をシ
ユラウド３で囲み、炉心４部で沸騰した二相の水・蒸気
はシユラウド３内側を上昇し、気水分離器19で水と蒸気
に分離され、分離された水は、シユラウド３外側を下向
し、再び炉心４部に流入する。
ユラウド３で囲み、炉心４部で沸騰した二相の水・蒸気
はシユラウド３内側を上昇し、気水分離器19で水と蒸気
に分離され、分離された水は、シユラウド３外側を下向
し、再び炉心４部に流入する。
蒸気系には、圧力制御弁を設置し所定の原子炉圧力で
運転することができる。
運転することができる。
次に、この自然循環型BWRの原子炉出力制御法におい
て説明する。
て説明する。
BWRの出力は、大きな出力変動は制御棒操作で実施
し、中程度の出力制御や負荷追従は炉心流量を変動させ
ること等により炉内の蒸気泡割合を変化させて実施され
るが、炉心流量と原子炉出力との間には次のような相関
関係がある。
し、中程度の出力制御や負荷追従は炉心流量を変動させ
ること等により炉内の蒸気泡割合を変化させて実施され
るが、炉心流量と原子炉出力との間には次のような相関
関係がある。
すなわち、炉心流量Ｗと原子炉出力Ｑとの間には炉内
の什器泡割合χを介して、一般に次の相関関係が成立す
る。
の什器泡割合χを介して、一般に次の相関関係が成立す
る。
Ｑ＝f1（１−χ） ……（１） Ｗ＝f2（χ） ……（２） 関数形f1（１−χ）,f2（χ）は炉心及び圧力容器内
構造物の形状や寸法により変化するが、代表的なBWRに
ついて、炉心流量Ｗと原子炉出力Ｑの関係を図示すると
第４図が得られる。この図の横軸，縦軸にはそれぞれ炉
心流量W,原子炉出力Ｑがとつてあり、Ｘはこの出力以下
で運転されることを示している。この図は、炉心流量が
増加すると、エネルギバランスに基づき炉心部の蒸気泡
割合が減少して減速材の水が増加するため、中性子束が
増加して原子炉出力が増加することを表している。
構造物の形状や寸法により変化するが、代表的なBWRに
ついて、炉心流量Ｗと原子炉出力Ｑの関係を図示すると
第４図が得られる。この図の横軸，縦軸にはそれぞれ炉
心流量W,原子炉出力Ｑがとつてあり、Ｘはこの出力以下
で運転されることを示している。この図は、炉心流量が
増加すると、エネルギバランスに基づき炉心部の蒸気泡
割合が減少して減速材の水が増加するため、中性子束が
増加して原子炉出力が増加することを表している。
炉心流量は原子炉水位，又は、原子炉内圧力により増
減させることができる。それによつて原子炉の出力制御
が行なわれる。
減させることができる。それによつて原子炉の出力制御
が行なわれる。
（１）原子炉水位による出力制御 原子炉水位ｌを上昇させるとシユラウド内外の差圧Δ
Ｐが大きくなり、自然循環による炉心流量Ｗが増加す
る。ここで、原子炉水位ｌと炉心流量Ｗとの関係は、一
次近似として次式が成立する。
Ｐが大きくなり、自然循環による炉心流量Ｗが増加す
る。ここで、原子炉水位ｌと炉心流量Ｗとの関係は、一
次近似として次式が成立する。
ここで、 p:液相密度 g:重量加速度 l:原子炉水位（炉心下端〜水面）χ ：シユラウド内側の平均蒸気泡割合 添字 O:シユラウド外側 I:シユラウド内側 S:静水頭 F:摩擦損失 A:加速損失 第５図は（３）式の原子炉水位ｌと炉心流量Ｗとの関
係を示したもので、（ａ）において横軸，縦軸にはそれ
ぞれ、炉心流量W,原子炉水位ｌがとつてありA,Bは
（ｂ）において炉心下部をｌ＝０としたときの原子炉水
位がlA,lBの点を示している。炉心流量Ｗと原子炉出力
Ｑとの間には第４図の関係があるので、原子炉水位と原
子炉出力との間の関係は第６図に示すようになる。この
図の横軸，縦軸にはそれぞれ原子炉水位l,原子炉出力Ｑ
がとつてある。
係を示したもので、（ａ）において横軸，縦軸にはそれ
ぞれ、炉心流量W,原子炉水位ｌがとつてありA,Bは
（ｂ）において炉心下部をｌ＝０としたときの原子炉水
位がlA,lBの点を示している。炉心流量Ｗと原子炉出力
Ｑとの間には第４図の関係があるので、原子炉水位と原
子炉出力との間の関係は第６図に示すようになる。この
図の横軸，縦軸にはそれぞれ原子炉水位l,原子炉出力Ｑ
がとつてある。
ところで、BWRでは、炉心を通過してきた気液混合流
は気水分離器で、タービンに送られる蒸気と再び炉心に
戻される水とに分ける必要があり、この気水分離器の効
率が炉内水位に影響されるため、従来のBWRでは、気水
分離器の性能維持のため、原子炉水位を一定に保持する
方向で制御されてきた。
は気水分離器で、タービンに送られる蒸気と再び炉心に
戻される水とに分ける必要があり、この気水分離器の効
率が炉内水位に影響されるため、従来のBWRでは、気水
分離器の性能維持のため、原子炉水位を一定に保持する
方向で制御されてきた。
これに対して、この発明の自然循環型BWRでは、気水
分離器として多段の気水分離器を用いており、この多段
の気水分離器は水位変化の影響を受けにくく、水位の変
化によつても気水分離器の性能を維持できるため、原子
炉水位を変化させて原子炉出力を制御することができ
る。また、原子炉水位は、第７図に示す如く、復水器12
ホツトウエルからの給水量を給水ポンプ８により加減す
ることにより制御し、水位計24によりその値を直接監視
する。なお、第７図は、蒸気および給水系統図で、第1,
第２及び第３図と同一部分には同一部号が付してあり、
22は定圧器、23はタービン蒸気加減弁、24は水位計を示
している。
分離器として多段の気水分離器を用いており、この多段
の気水分離器は水位変化の影響を受けにくく、水位の変
化によつても気水分離器の性能を維持できるため、原子
炉水位を変化させて原子炉出力を制御することができ
る。また、原子炉水位は、第７図に示す如く、復水器12
ホツトウエルからの給水量を給水ポンプ８により加減す
ることにより制御し、水位計24によりその値を直接監視
する。なお、第７図は、蒸気および給水系統図で、第1,
第２及び第３図と同一部分には同一部号が付してあり、
22は定圧器、23はタービン蒸気加減弁、24は水位計を示
している。
（２）炉内圧力による出力制御 炉内圧力を上昇させると、炉心での蒸気泡割合が減少
し原子炉圧力は増加する。
し原子炉圧力は増加する。
ところで、従来のBWRでは、発電用タービンの蒸気流
入圧力を一定値に維持しなければならない要請のために
定圧運転が行なわれていた。
入圧力を一定値に維持しなければならない要請のために
定圧運転が行なわれていた。
これに対して、この発明の自然循環型BWRでは、蒸気
圧力を制御することにより、炉心出力を制御するもので
あり、従来必要とした再循環ループを必要としない。発
電用として一定圧の蒸気が必要な場合には第７図に示す
如く、蒸気タービン10の前段に定圧器22を設置する。蒸
気圧力の調整はタービン蒸気加減弁23とタービンバイパ
ス弁13とを連動させて制御することによつて行われる。
圧力を制御することにより、炉心出力を制御するもので
あり、従来必要とした再循環ループを必要としない。発
電用として一定圧の蒸気が必要な場合には第７図に示す
如く、蒸気タービン10の前段に定圧器22を設置する。蒸
気圧力の調整はタービン蒸気加減弁23とタービンバイパ
ス弁13とを連動させて制御することによつて行われる。
この自然循環型BWRは中小出力用原子炉への適用を対
象としており、都市接近炉として設置する場合に需要の
増加が見込まれる民生用の熱源として利用する場合に
は、この定圧器は不要となり、さらに単純化が可能であ
る。
象としており、都市接近炉として設置する場合に需要の
増加が見込まれる民生用の熱源として利用する場合に
は、この定圧器は不要となり、さらに単純化が可能であ
る。
以上の実施例の自然循環型BWRの制御方法は、次のよ
うな効果を得ることができる。
うな効果を得ることができる。
（１）再循環ポンプによる強制循環方式の代りに自然循
環方式を採用しているので、再循環配管、再循環ポンプ
及びモータ、ジエツトポンプ等の炉内構造物を削除し、
より単純な系統構成とすることができるため、信頼性を
向上させることができる。
環方式を採用しているので、再循環配管、再循環ポンプ
及びモータ、ジエツトポンプ等の炉内構造物を削除し、
より単純な系統構成とすることができるため、信頼性を
向上させることができる。
（２）強制循環用の大口径の外部再循環配管を削除する
ことができるので、ECCSの容量を大幅に削減できる。試
算によると、〜600GPMのRCIC2台程度で、仮想的配管破
断に対しても炉心を冠水維持できる。
ことができるので、ECCSの容量を大幅に削減できる。試
算によると、〜600GPMのRCIC2台程度で、仮想的配管破
断に対しても炉心を冠水維持できる。
（３）外部電源喪失や再循環ポンプ故障等のトランジエ
ントに対して、燃料の健全性を全く損うことなく対応で
きる。
ントに対して、燃料の健全性を全く損うことなく対応で
きる。
本発明の自然循環型BWRの制御方法は、制御棒やポン
プ等の動的機器によらず出力の制御可能とし、BWRの一
層の合理化を可能とするもので、産業上の効果の大なる
ものである。
プ等の動的機器によらず出力の制御可能とし、BWRの一
層の合理化を可能とするもので、産業上の効果の大なる
ものである。
第１図は、本発明の自然循環型BWRの制御方法の実施例
の実施に用いられる自然循環型BWRの原子炉容器の説明
図、第２図は同じくシステム構成の説明図、第３図は同
じく多段気水分離器の説明図、第４図は炉心流量と原子
炉出力との関係を示す線図、第５図は原子炉水位と炉心
流量との関係を示す説明図、第６図は原子炉水位と原子
炉出力との関係を示す説明図、第７図は本発明の自然循
環型BWRの制御方法の実施例の実施に用いられる自然循
環型BWRの上記及び給水系統の説明図、第８図は従来のB
WRの系統構成の説明図、第９図は従来のBWRの進化，変
遷の過程を示す説明図である。 ２……原子炉圧力容器、３……シユラウド、４……炉
心、７……給水配管、９……主蒸気管、10a……高圧タ
ービン、10b……低圧タービン、11……発電機、12……
復水器、17……給水加熱器、19……気水分離器。
の実施に用いられる自然循環型BWRの原子炉容器の説明
図、第２図は同じくシステム構成の説明図、第３図は同
じく多段気水分離器の説明図、第４図は炉心流量と原子
炉出力との関係を示す線図、第５図は原子炉水位と炉心
流量との関係を示す説明図、第６図は原子炉水位と原子
炉出力との関係を示す説明図、第７図は本発明の自然循
環型BWRの制御方法の実施例の実施に用いられる自然循
環型BWRの上記及び給水系統の説明図、第８図は従来のB
WRの系統構成の説明図、第９図は従来のBWRの進化，変
遷の過程を示す説明図である。 ２……原子炉圧力容器、３……シユラウド、４……炉
心、７……給水配管、９……主蒸気管、10a……高圧タ
ービン、10b……低圧タービン、11……発電機、12……
復水器、17……給水加熱器、19……気水分離器。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 仲山 高史 日立市幸町３丁目１番１号 株式会社日 立製作所日立工場内 (72)発明者 山成 省三 日立市幸町３丁目１番１号 株式会社日 立製作所日立工場内 (56)参考文献 特開 昭60−129694（ＪＰ，Ａ) 特開 昭59−32896（ＪＰ，Ａ) 特開 昭55−5057（ＪＰ，Ａ) 実開 昭58−170590（ＪＰ，Ｕ)
Claims (1)
- 【請求項１】炉心を囲み原子炉圧力容器内に設けられて
いるシュラウドの内外の冷却材の密度差で生じる差圧に
より自然循環力で前記炉心に冷却材を流す沸騰水型原子
炉で、前記炉心内におけるボイド率を制御して熱中性子
束を変化させ、原子炉出力を制御する自然循環型沸騰水
型原子炉の制御方法において、前記ボイド率の制御を、
多段の気水分離器を用いた原子炉の水位の制御、又は、
タービン蒸気加減弁とタービンバイパス弁との連動によ
る原子炉圧力の制御によつて行い、前記原子炉の熱出力
を制御することを特徴とする自然循環型沸騰水型原子炉
の制御方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61046426A JP2521256B2 (ja) | 1986-03-05 | 1986-03-05 | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61046426A JP2521256B2 (ja) | 1986-03-05 | 1986-03-05 | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS62204193A JPS62204193A (ja) | 1987-09-08 |
| JP2521256B2 true JP2521256B2 (ja) | 1996-08-07 |
Family
ID=12746823
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61046426A Expired - Lifetime JP2521256B2 (ja) | 1986-03-05 | 1986-03-05 | 自然循環型沸騰水型原子炉の制御方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2521256B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8526562B2 (en) | 2006-02-27 | 2013-09-03 | Hitachi-Ge Nuclear Energy, Ltd. | Reactor power control apparatus of natural circulation reactor, generation system of natural circulation reactor and method for controlling reactor power of natural circulation reactor |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
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1986
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|---|---|---|---|---|
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Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS62204193A (ja) | 1987-09-08 |
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