JP2725804B2 - 原子炉容器 - Google Patents
原子炉容器Info
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- JP2725804B2 JP2725804B2 JP63255011A JP25501188A JP2725804B2 JP 2725804 B2 JP2725804 B2 JP 2725804B2 JP 63255011 A JP63255011 A JP 63255011A JP 25501188 A JP25501188 A JP 25501188A JP 2725804 B2 JP2725804 B2 JP 2725804B2
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- JP
- Japan
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- reactor vessel
- heat insulating
- insulating material
- sodium
- furnace
- Prior art date
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- 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
- Filling Or Discharging Of Gas Storage Vessels (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、ナトリウム冷却高速増殖炉に係り、特に原
子炉容器に発生する軸方向温度分布による過大な熱応力
を緩和するのに好適な構造健全性にすぐれた原子炉容器
に関する。
子炉容器に発生する軸方向温度分布による過大な熱応力
を緩和するのに好適な構造健全性にすぐれた原子炉容器
に関する。
本発明に近い従来技術の１つとして、スーパーフエニ
ツクスニユース1982年３月（Super Phenixnews,March 1
982）がある。なお、この種の装置として関連するもの
には例えば特開昭55−18914号公報，特開昭56−74693号
公報，特開昭56−74694号公報，特開昭62−187288号公
報，特開昭62−188993号公報，特開昭62−188995号公
報，特開昭59−79889号公報，特開昭60−4885号公報，
特開昭60−46492号公報，特開昭62−214391号公報が挙
げられる。
ツクスニユース1982年３月（Super Phenixnews,March 1
982）がある。なお、この種の装置として関連するもの
には例えば特開昭55−18914号公報，特開昭56−74693号
公報，特開昭56−74694号公報，特開昭62−187288号公
報，特開昭62−188993号公報，特開昭62−188995号公
報，特開昭59−79889号公報，特開昭60−4885号公報，
特開昭60−46492号公報，特開昭62−214391号公報が挙
げられる。
ナトリウム冷却型高速増殖炉の原子炉容器の液面近傍
部は、一般に高温であることに加えて、容器の直径が大
きいことから、非常に高い熱応力が発生する部位であ
る。そのため、何らかの炉壁保護構造を設けなければ、
構造の健全性が確立できない情況にある。
部は、一般に高温であることに加えて、容器の直径が大
きいことから、非常に高い熱応力が発生する部位であ
る。そのため、何らかの炉壁保護構造を設けなければ、
構造の健全性が確立できない情況にある。
原子炉容器の熱応力を緩和する炉壁保護構造として
は、主に下記の３種類およびそれらの組合せ構造が知ら
れている。
は、主に下記の３種類およびそれらの組合せ構造が知ら
れている。
従来技術第１は、炉壁冷却構造であり、第３図に示す
公知例が、その代表例である。
公知例が、その代表例である。
従来技術第２は、ガスしやへい構造であり第４図に示
す公知例が、その代表例である。
す公知例が、その代表例である。
従来技術第３は、熱しやへい板構造であり第５図に示
す公知例が、その代表例である。本発明は、第2,第３の
両方に適用できる軸方向の熱応力緩和構造に関するもの
である。
す公知例が、その代表例である。本発明は、第2,第３の
両方に適用できる軸方向の熱応力緩和構造に関するもの
である。
第３図の公知例について説明する。第３図は、仏国の
タンク型FBR,SPX−１に採用されている構造概念で、そ
の構成は、原子炉容器１の内側に内壁16を設け、さらに
ホツトプレナム15には内壁16の内側にバツフル板13を設
けてある。コールドプレナム17の低温の冷却材ナトリウ
ムの一部は１次循環ポンプの吐出圧により、原子炉容器
１と内壁16の間を上昇し、ここで折返して、内壁16の頂
部をオーバーフローした後、内壁16とバツフル板13の間
を下降し、下部出口孔14からコールドプレナム17に戻さ
れる。この構造は、ホツトプレナムのサーマルストライ
ピング（熱の層状化現象）の問題もなく、冷却能力も良
好であるが、炉壁冷却材をコールドプレナム17に戻す流
路形成のために、図示のような原子炉容器の内側に２層
以上の内壁を設ける必要があるため構造が複雑になる。
タンク型FBR,SPX−１に採用されている構造概念で、そ
の構成は、原子炉容器１の内側に内壁16を設け、さらに
ホツトプレナム15には内壁16の内側にバツフル板13を設
けてある。コールドプレナム17の低温の冷却材ナトリウ
ムの一部は１次循環ポンプの吐出圧により、原子炉容器
１と内壁16の間を上昇し、ここで折返して、内壁16の頂
部をオーバーフローした後、内壁16とバツフル板13の間
を下降し、下部出口孔14からコールドプレナム17に戻さ
れる。この構造は、ホツトプレナムのサーマルストライ
ピング（熱の層状化現象）の問題もなく、冷却能力も良
好であるが、炉壁冷却材をコールドプレナム17に戻す流
路形成のために、図示のような原子炉容器の内側に２層
以上の内壁を設ける必要があるため構造が複雑になる。
第６図はナトリウム液面近傍部の公知例である。その
構成は、原子炉容器１の内側にはナトリウム液面５から
のふく射熱を遮断するために断熱材８がカバーガス空間
７に取り付けられている。原子炉容器１の外側は、建物
ベデスタル21の温度制限（50℃以下）を守るために保温
材４で覆われる構造となつている。この構造では、ナト
リウム液面からルーフスラブ下面までの温度分布が第２
図（詳細後報する）の点線で示したようになり、液面近
傍部と原子炉容器支持部の温度変化率が大となり、熱応
力的にきわめて厳しくなる傾向があつた。
構成は、原子炉容器１の内側にはナトリウム液面５から
のふく射熱を遮断するために断熱材８がカバーガス空間
７に取り付けられている。原子炉容器１の外側は、建物
ベデスタル21の温度制限（50℃以下）を守るために保温
材４で覆われる構造となつている。この構造では、ナト
リウム液面からルーフスラブ下面までの温度分布が第２
図（詳細後報する）の点線で示したようになり、液面近
傍部と原子炉容器支持部の温度変化率が大となり、熱応
力的にきわめて厳しくなる傾向があつた。
上記従来技術第１（第３図）は、原子炉容器の内側
に、さらに二重，三重の仕切壁を設置する必要があるこ
とから、原子炉容器径が大きくなり、かつ重量も増大す
る傾向がある。
に、さらに二重，三重の仕切壁を設置する必要があるこ
とから、原子炉容器径が大きくなり、かつ重量も増大す
る傾向がある。
また、従来技術第２（第４図），第３（第５図）は、
構造的に単純ではあるが、従来技術第１に比べて炉壁温
度が高温になるため、冷却効果が不十分で据付面との間
での軸方向温度変化を緩和し、熱応力を低減させるため
には、さらに構造の改善が必要である。
構造的に単純ではあるが、従来技術第１に比べて炉壁温
度が高温になるため、冷却効果が不十分で据付面との間
での軸方向温度変化を緩和し、熱応力を低減させるため
には、さらに構造の改善が必要である。
本発明の目的は、炉壁保護構造として、ガスしやへい
構造又は、熱しやへい板構造を採用する場合に必要不可
欠な、ナトリウム液面と据付面との間の温度変化率を緩
和し、熱応力を低減させることにある。
構造又は、熱しやへい板構造を採用する場合に必要不可
欠な、ナトリウム液面と据付面との間の温度変化率を緩
和し、熱応力を低減させることにある。
上記課題を解決するための本発明に係る原子炉容器の
構成は、下面側に冷却層を取付けたルーフスラブから、
内部にナトリウム液を溜めた原子炉容器胴体を吊り下
げ、前記ルーフスラブをペデスタル上に据付けてある原
子炉容器において、 原子炉容器胴体の内面に、ナトリウム液面から所定高
さ離れた位置から上方へ、断熱材を取付け、 該胴体の外面に、ルーフスラブ取付部から下方へ所定
高さの円環状密閉空間を設けるとともに、この円環状密
閉空間から下方へ保温材を取付け、 前記断熱材および保温材は、前記原子炉容器胴体の高
さ方向に、一部分が互いに重なるようにしたことであ
る。
構成は、下面側に冷却層を取付けたルーフスラブから、
内部にナトリウム液を溜めた原子炉容器胴体を吊り下
げ、前記ルーフスラブをペデスタル上に据付けてある原
子炉容器において、 原子炉容器胴体の内面に、ナトリウム液面から所定高
さ離れた位置から上方へ、断熱材を取付け、 該胴体の外面に、ルーフスラブ取付部から下方へ所定
高さの円環状密閉空間を設けるとともに、この円環状密
閉空間から下方へ保温材を取付け、 前記断熱材および保温材は、前記原子炉容器胴体の高
さ方向に、一部分が互いに重なるようにしたことであ
る。
第６図は、従来例のナトリウム冷却高速実証炉の原子
炉容器液面近傍の構造を示す部分模式図である。同図に
おいて、１は、原子炉容器胴体（炉容器と云う）、２
は、ルーフスラブ（上部しやへい構造物）、３は、熱し
やへい板、４は、保温材、５は、ナトリウム液面、６
は、冷却層、７は、カバーガス空間、８は、断熱材、21
は、ペデスタル（床台座）である。第６図からわかるよ
うに、炉容器の内側は、建築物のコンクリートの高温化
を緩和するために断熱材８で覆われ、また、炉容器を支
持するルーフスラブ２の下面には、据付部の温度制限を
保持するために冷却層が設けられている。さらに、炉容
器の全外周部を被包するように保温材４が具備されてい
る。
炉容器液面近傍の構造を示す部分模式図である。同図に
おいて、１は、原子炉容器胴体（炉容器と云う）、２
は、ルーフスラブ（上部しやへい構造物）、３は、熱し
やへい板、４は、保温材、５は、ナトリウム液面、６
は、冷却層、７は、カバーガス空間、８は、断熱材、21
は、ペデスタル（床台座）である。第６図からわかるよ
うに、炉容器の内側は、建築物のコンクリートの高温化
を緩和するために断熱材８で覆われ、また、炉容器を支
持するルーフスラブ２の下面には、据付部の温度制限を
保持するために冷却層が設けられている。さらに、炉容
器の全外周部を被包するように保温材４が具備されてい
る。
本発明の実施例では、第１図（後述する）および第２
図のように改善した。
図のように改善した。
第２図は、炉容器胴体の改善構造とその軸方向温度分
布変化を示す模式図である。すなわち、第６図の従来例
における炉容器内側の断熱材８を、ナトリウム液面から
所定高さだけ炉容器全周にわたつて除去したこと、およ
び炉容器外周部の保温材４を、ルーフスラブの冷却層下
面から所定高さだけ徹去すると共に、その跡に円環状の
密閉空間部９を新設したことである。これによつて、伝
熱工学上の観点から、前者をふく射領域10、後者を自然
対流領域12とし、両者の中間部を断熱領域11と呼称する
ようにした。
布変化を示す模式図である。すなわち、第６図の従来例
における炉容器内側の断熱材８を、ナトリウム液面から
所定高さだけ炉容器全周にわたつて除去したこと、およ
び炉容器外周部の保温材４を、ルーフスラブの冷却層下
面から所定高さだけ徹去すると共に、その跡に円環状の
密閉空間部９を新設したことである。これによつて、伝
熱工学上の観点から、前者をふく射領域10、後者を自然
対流領域12とし、両者の中間部を断熱領域11と呼称する
ようにした。
実証炉の要求仕様では、ナトリウム液面温度TH530℃
であり、ルーフスラブ冷却層下面の温度TLは最高50℃以
下に抑えねばならない。
であり、ルーフスラブ冷却層下面の温度TLは最高50℃以
下に抑えねばならない。
第２図の構成は、１は、原子炉容器胴体、４は、保温
材、６は、冷却層、９は密閉空間、10は、ふく射領域、
11は、断熱領域、12は、自然対流領域である。
材、６は、冷却層、９は密閉空間、10は、ふく射領域、
11は、断熱領域、12は、自然対流領域である。
以下、第２図を用いて説明する。
まず、原子炉容器胴体の軸方向の温度勾配であるが、
従来例は、THからTLに向つて直線状（点線で示す）に変
化するのに対して、本実施例では、ふく射領域10,断熱
領域11,自然対流領域12を設けたので、前記温度勾配を
緩和させるように、弯曲状（実線で示す）に変化するこ
とによつて炉容器の受ける熱応力の低減に有効である。
詳細に説明すると、ナトリウム液面５近傍での原子炉容
器胴体１の温度は、ふく射領域10では、ナトリウム液面
５からのふく射熱で上昇し、従来例の点線から実線のよ
うな温度変化をするために、液面近傍部が受ける熱応力
は緩和される。つぎに、胴体を伝わる熱は、断熱領域11
では、外部からの熱影響を受けずに熱伝導により、ルー
フスラブ２側へ放熱される。さらに、自然対流領域12で
は、ルーフスラブ冷却層６の冷却効果と、密閉空間９の
自然対流効果によつて、胴体温度は、点線のような温度
から実線のような温度に変化し、炉容器１の支持部が受
ける熱応力の緩和に効果がある。
従来例は、THからTLに向つて直線状（点線で示す）に変
化するのに対して、本実施例では、ふく射領域10,断熱
領域11,自然対流領域12を設けたので、前記温度勾配を
緩和させるように、弯曲状（実線で示す）に変化するこ
とによつて炉容器の受ける熱応力の低減に有効である。
詳細に説明すると、ナトリウム液面５近傍での原子炉容
器胴体１の温度は、ふく射領域10では、ナトリウム液面
５からのふく射熱で上昇し、従来例の点線から実線のよ
うな温度変化をするために、液面近傍部が受ける熱応力
は緩和される。つぎに、胴体を伝わる熱は、断熱領域11
では、外部からの熱影響を受けずに熱伝導により、ルー
フスラブ２側へ放熱される。さらに、自然対流領域12で
は、ルーフスラブ冷却層６の冷却効果と、密閉空間９の
自然対流効果によつて、胴体温度は、点線のような温度
から実線のような温度に変化し、炉容器１の支持部が受
ける熱応力の緩和に効果がある。
また、第２図に示す、原子炉容器胴体の軸方向温度分
布曲線については、既に実機を模擬した実験が行なわ
れ、予想通りの計算結果が得られている。
布曲線については、既に実機を模擬した実験が行なわ
れ、予想通りの計算結果が得られている。
以下、本発明の実施例を第１図を用いて説明する。
第１図は、本実施例に係るナトリウム冷却高速実証炉
の原子炉容器液面近傍の構造を示す部分模式図である。
の原子炉容器液面近傍の構造を示す部分模式図である。
第１図の構成は、１は、原子炉容器胴体、２は、ルー
フスラブで、ペデスタル21に据付けられている。ルーフ
スラブ２の据付面温度を、できるだけ低温化（50℃以下
に保つ）するために、このルーフスラブ２には冷却層６
が設けられている。原子炉容器胴体１の外側は、保温材
４で覆われ、該原子炉容器胴体１の支持部（ルーフスラ
ブ２よりの吊下げ支持部）の外側には、円環状の密閉空
間９を設けるようにしてある。
フスラブで、ペデスタル21に据付けられている。ルーフ
スラブ２の据付面温度を、できるだけ低温化（50℃以下
に保つ）するために、このルーフスラブ２には冷却層６
が設けられている。原子炉容器胴体１の外側は、保温材
４で覆われ、該原子炉容器胴体１の支持部（ルーフスラ
ブ２よりの吊下げ支持部）の外側には、円環状の密閉空
間９を設けるようにしてある。
原子炉容器胴体１の内側のカバーガス空間７には炉壁
面にそつて、断熱材８が取付けられるがナトリウム液面
５の近傍部では断熱材８を除去し、ふく射領域10を任意
の長さに設定する。そのふく射領域10の上部には、内外
両側が断熱材８と保温材４に覆われた断熱領域11を設定
する。さらにその上部には、内側が断熱材８、外側が密
閉空間９により形成された自然対流領域12を設定する。
原子炉容器胴体１の内側のナトリウム液中には、熱衝撃
を緩和するために熱しやへい板３を設けている。
面にそつて、断熱材８が取付けられるがナトリウム液面
５の近傍部では断熱材８を除去し、ふく射領域10を任意
の長さに設定する。そのふく射領域10の上部には、内外
両側が断熱材８と保温材４に覆われた断熱領域11を設定
する。さらにその上部には、内側が断熱材８、外側が密
閉空間９により形成された自然対流領域12を設定する。
原子炉容器胴体１の内側のナトリウム液中には、熱衝撃
を緩和するために熱しやへい板３を設けている。
上記のような構成の実証炉の原子炉容器胴体１に、設
計温度530℃の冷却材ナトリウムを装荷した場合、該原
子炉容器胴体１の胴体各部の受ける熱変形挙動につい
て、第２図を用いて説明する。
計温度530℃の冷却材ナトリウムを装荷した場合、該原
子炉容器胴体１の胴体各部の受ける熱変形挙動につい
て、第２図を用いて説明する。
ナトリウム液面５近傍における原子炉容器胴体１の胴
体温度は、ふく射領域10では、高温ナトリウムからのふ
く射熱のために上昇する。胴体軸方向の温度変化は、従
来例のようにふく射領域10がない場合（点線）に比べ
て、実線のように変化し、液面近傍部の胴体の熱応力は
若干緩和される。さらに胴体を伝わつて逃げる熱は、断
熱領域11では、外部からの熱の影響を受けることなく熱
伝導して、ルーフスラブ２の方向へ放熱される。自然対
流領域12では、冷却層６の冷却効果を受ける他に、本発
明による密閉空間９の自然対流効果の影響が著しく、密
閉空間９のない従来例（点線）の温度変化に比べて、実
線で示されたように温度は低下して、原子炉容器胴体１
の支持部近傍での胴体の受ける熱応力は著しく緩和され
る。
体温度は、ふく射領域10では、高温ナトリウムからのふ
く射熱のために上昇する。胴体軸方向の温度変化は、従
来例のようにふく射領域10がない場合（点線）に比べ
て、実線のように変化し、液面近傍部の胴体の熱応力は
若干緩和される。さらに胴体を伝わつて逃げる熱は、断
熱領域11では、外部からの熱の影響を受けることなく熱
伝導して、ルーフスラブ２の方向へ放熱される。自然対
流領域12では、冷却層６の冷却効果を受ける他に、本発
明による密閉空間９の自然対流効果の影響が著しく、密
閉空間９のない従来例（点線）の温度変化に比べて、実
線で示されたように温度は低下して、原子炉容器胴体１
の支持部近傍での胴体の受ける熱応力は著しく緩和され
る。
以上説明したように、本実施例の効果は、原子炉容器
胴体１の胴体にそつて、ふく射領域10および自然対流領
域12を設けることにより、ナトリウム液面近傍およびル
ーフスラブ下面部における熱応力を大幅に緩和すること
ができるので、炉容器設計上で大いに有効である。
胴体１の胴体にそつて、ふく射領域10および自然対流領
域12を設けることにより、ナトリウム液面近傍およびル
ーフスラブ下面部における熱応力を大幅に緩和すること
ができるので、炉容器設計上で大いに有効である。
また、本発明の実施例では、定常時における熱応力の
緩和につき説明したが、プラントの熱過渡現象等におい
ても同様な効果がある。
緩和につき説明したが、プラントの熱過渡現象等におい
ても同様な効果がある。
本発明によれば、炉容器周辺の１部の構造を改善する
という比較的単純な手法により、炉容器胴体の熱応力を
緩和し、炉壁保護を行なうことができる。これにより、
ナトリウム液面と据付面との長さを短縮することがで
き、ガスしやへい構造、熱しやへい板等の構造の簡素化
が計られ、物量低減による製作コスト低減の効果が著し
い。
という比較的単純な手法により、炉容器胴体の熱応力を
緩和し、炉壁保護を行なうことができる。これにより、
ナトリウム液面と据付面との長さを短縮することがで
き、ガスしやへい構造、熱しやへい板等の構造の簡素化
が計られ、物量低減による製作コスト低減の効果が著し
い。
以上要するに、ナトリウム冷却高速実証炉の炉容器炉
壁保構造として、ガスしやへい構造，熱しやへい板構造
を採用する場合に必要な、ナトリウム液面と据付面との
距離を短縮することができる炉容器を開発することがで
きたことである。
壁保構造として、ガスしやへい構造，熱しやへい板構造
を採用する場合に必要な、ナトリウム液面と据付面との
距離を短縮することができる炉容器を開発することがで
きたことである。
第１図は、本実施例に係るナトリウム冷却高速実証炉の
炉容器液面近傍の部分模式図、第２図は、同上炉容器胴
体の軸方向温度分布図、第３図は、従来例の炉壁冷却構
造の１例示図、第４図は、従来例のガスしやへい構造の
１例示図、第５図は、従来例の熱しやへい板構造の１例
示図、第６図は、従来例のナトリウム冷却高速実証炉の
炉容器液面近傍の部分模式図である。 １……原子炉容器胴体、４……保温材、５……ナトリウ
ム液面、６……冷却層、８…断熱材、９……密閉空間、
10……ふく射領域、11……断熱領域、12……自然対流領
域。
炉容器液面近傍の部分模式図、第２図は、同上炉容器胴
体の軸方向温度分布図、第３図は、従来例の炉壁冷却構
造の１例示図、第４図は、従来例のガスしやへい構造の
１例示図、第５図は、従来例の熱しやへい板構造の１例
示図、第６図は、従来例のナトリウム冷却高速実証炉の
炉容器液面近傍の部分模式図である。 １……原子炉容器胴体、４……保温材、５……ナトリウ
ム液面、６……冷却層、８…断熱材、９……密閉空間、
10……ふく射領域、11……断熱領域、12……自然対流領
域。
Claims (1)
- 【請求項１】下面側に冷却層を取付けたルーフスラブか
ら、内部にナトリウム液を溜めた原子炉容器胴体を吊り
下げ、前記ルーフスラブをペデスタル上に据付けてなる
原子炉容器において、 原子炉容器胴体の内面に、ナトリウム液面から所定高さ
離れた位置から上方へ、断熱材を取付け、 該胴体の外面に、ルーフスラブ取付部から下方へ所定高
さの円環状密閉空間を設けるとともに、この円環状密閉
空間から下方へ保温材を取付け、 前記断熱材および保温材は、前記原子炉容器胴体の高さ
方向に、一部分が互いに重なるようにしたことを特徴と
する原子炉容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63255011A JP2725804B2 (ja) | 1988-10-12 | 1988-10-12 | 原子炉容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63255011A JP2725804B2 (ja) | 1988-10-12 | 1988-10-12 | 原子炉容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH02103493A JPH02103493A (ja) | 1990-04-16 |
| JP2725804B2 true JP2725804B2 (ja) | 1998-03-11 |
Family
ID=17272957
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63255011A Expired - Lifetime JP2725804B2 (ja) | 1988-10-12 | 1988-10-12 | 原子炉容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2725804B2 (ja) |
-
1988
- 1988-10-12 JP JP63255011A patent/JP2725804B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH02103493A (ja) | 1990-04-16 |
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