JP2945459B2 - 燃料集合体 - Google Patents

燃料集合体

Info

Publication number
JP2945459B2
JP2945459B2 JP2285998A JP28599890A JP2945459B2 JP 2945459 B2 JP2945459 B2 JP 2945459B2 JP 2285998 A JP2285998 A JP 2285998A JP 28599890 A JP28599890 A JP 28599890A JP 2945459 B2 JP2945459 B2 JP 2945459B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
round cell
vane
spacer
fuel assembly
fuel
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP2285998A
Other languages
English (en)
Other versions
JPH04161886A (ja
Inventor
康博 増原
泰典 別所
祐一郎 吉本
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Ltd
Original Assignee
Hitachi Ltd
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Hitachi Ltd filed Critical Hitachi Ltd
Priority to JP2285998A priority Critical patent/JP2945459B2/ja
Priority to US07/782,812 priority patent/US5272741A/en
Publication of JPH04161886A publication Critical patent/JPH04161886A/ja
Application granted granted Critical
Publication of JP2945459B2 publication Critical patent/JP2945459B2/ja
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Lifetime legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/34Spacer grids
    • G21C3/344Spacer grids formed of assembled tubular elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、燃料集合体、特に沸騰水形原子炉用燃料集
合体に関するものである。
〔従来の技術〕
従来、原子炉用の燃料集合体では熱伝達の向上を目的
としたスペーサの構造の改良が行われている。加圧水形
の場合には、例えば特公昭42−32372号公報に開示され
ているように、格子形スペーサに羽根状の突起物を燃料
棒を取り囲む四辺の中央部にそれぞれ1個ずつ設けた構
造になっている。このような構造では、適切な羽根の位
置と形状により、冷却材は燃料棒を覆うように周りに沿
って流れることになる。その結果、冷却材をミキシング
させることになって、熱伝達の向上を図り、炉心の熱的
余裕を増大させている。
〔発明が解決しようとする課題〕
しかしながら、上記従来例の技術は、加圧水形原子炉
で使用するものであり、これを沸騰水形原子炉に適用し
た場合には上記の目的を達成することは困難となる。第
3図は沸騰水形原子炉の燃料棒間の冷却材の流動状態を
示す図であり、1は燃料棒、2は液膜、3は液滴であ
る。
沸騰水形原子炉の燃料集合体では、ボイドの発生によ
り燃料棒間の冷却材の流動状態は、第3図に示すような
二相流状態となる。すなわち、燃料棒1の表面上に液膜
2流が生じ、燃料棒1間の空間は蒸気と液滴3が混じり
合った流動状態となる。このような流動状態において、
上記従来例に示すようなスペーサを使用すると、冷却材
は燃料棒1の周囲を沿うような流れとなる。そのため、
燃料棒1に付着している液膜2をはぎ取るような流れと
なり、燃料棒1に付着する液膜2の量は少なくなる。す
なわち、燃料棒1の表面の液膜2が消滅し沸騰遷移を起
こしやすくなる。このため、この沸騰遷移時の出力、す
なわち限界出力は下がることになり、熱的余裕は低下す
る。
本発明の目的は、熱的余裕を増大し、限界出力を向上
できる燃料集合体を提供することにある。
〔課題を解決するための手段〕
上記目的を達成するために、本発明は、複数の円筒状
の丸セルリングを束ねて構成される丸セル形スペーサ
と、前記丸セルリングにより相互の間隔が保持される複
数の燃料棒と、前記丸セル形スペーサを取り囲む断面が
ほぼ四角形のチャネルボックスとを備え、4つのコーナ
部のうちの1つが制御棒に隣接するように配置される燃
料集合体において、前記制御棒に隣接するコーナ部と反
対側のコーナ部の周辺に位置する丸セルリングが、冷却
水に旋回流を生じさせるベーンを備える。
好ましくは、前記丸セルリングを束ねるサイドバンド
が、前記反対側のコーナ部周辺の内面に、前記旋回流を
生じさせるベーンを備える。
また、好ましくは、前記チャネルボックスが、前記反
対側のコーナ部周辺の内面に、前記旋回流を生じさせる
ベーンを備える。
また、好ましくは、前記旋回流を生じさせるベーンを
備えた丸セルリングを有する丸セル形スペーサが、上か
ら2段目と3段目の丸セル形スペーサとして配置され
る。
〔作用〕
沸騰水形原子炉用燃料集合体の二相流領域において、
燃料棒間に旋回流を発生させたときの流動状態を第4図
に示す。第4図において、4は旋回流であり、他は前出
の符号と同一である。燃料棒1にはさまれた空間内に旋
回流4を生じさせることにより、蒸気中に含まれている
液滴3が、旋回流4による遠心力のため、燃料棒1に沿
う液膜2に付着する。したがって、従来に比べて、燃料
棒1の表面の液膜2流の量が増えるため、沸騰遷移に対
する熱的余裕が増加し、限界出力が向上する。
上記理由により、丸セルスペーサを形成している丸セ
ルリングの側面に旋回流発生用のベーンを設けると、燃
料棒1で囲まれる空間内で旋回流4が生じ、熱的余裕を
増加させることができる。旋回流4の強さを増せば熱的
余裕は更に増加し、旋回流4を強めるためには旋回流発
生用のベーンを大きくすればよいが、ベーンを大きくす
ることは圧力損失が増大する結果を招く。したがって、
圧力損失を増大させずに熱的余裕を増やすことが必要と
なる。
しかし、沸騰遷移は全ての燃料棒1で同時に生ずるの
ではなく、局所的に生ずるものである。一般に、沸騰遷
移が生じやすい、すなわち出力が高く、熱的に厳しい位
置は制御棒に面しない丸セル形スペーサ側面の内面の制
御棒から最も離れたコーナ部及びその周辺の燃料棒1が
位置する領域である。このため、これらの燃料棒1で囲
まれる空間のみで旋回流4が発生するように丸セル形ス
ペーサを構成している丸セルリングの側面にベーンを設
けると、大きなベーンを使用してもベーンの数が少ない
ために圧力損失の増加はほとんどなく、逆に大きなベー
ンの採用により燃料棒表面に沿って流れる液膜流量が増
加し、熱的余裕が増大する。第5図にベーンの数とスペ
ーサ部における圧力損失との関係を示すが、ベーンを多
数使用するとスペーサ内部における投影面積(スペーサ
を上から見たときの面積)が増大するため、スペーサ内
部の流路が挾まり圧力損失が増大する。しかし、本発明
の場合は使用するベーンの数を15程度以下にすることが
できるので、圧力損失はほとんど増大しないことにな
る。
次いで、前記したように、燃料集合体の沸騰遷移の発
生しやすい位置は、制御棒と面しない丸セル形スペーサ
側面の内側コーナ近傍であるが、軸方向には上から1段
目と2段目の各丸セル形スペーサの上流で発生する。丸
セル形スペーサは普通は7段前後からなり、丸セル形ス
ペーサを形成している各丸セルリングが上下方向に、あ
る間隔をおいて7段にわたり、それぞれの燃料棒を保持
しているが、その最上段近傍において沸騰遷移が発生し
やすい。このことは次のように説明される。
第6図に燃料棒の軸方向位置と燃料棒表面に沿う液膜
厚さとの関係を示す。丸セル形スペーサの配設位置近傍
を除くと、軸の上方に向うにつれて液膜は蒸発して減る
ことから、液膜厚さは単調に減少する。しかし、丸セル
形スペーサの配設位置近傍では、丸セル形スペーサによ
り流れが乱されることから付着量が増加し、液膜厚さが
ステップ状に変化する。すなわち、1段目と2段目の各
丸セル形スペーサの上流で液膜厚さが薄くなるため、出
力を上げると、この位置で沸騰遷移が発生することにな
る。しかし、本発明になるベーンの付いた丸セル形スペ
ーサを、液膜厚さの薄い部分に配設すれば液膜厚さが増
加することになる。
〔実施例〕
以下、本発明の一実施例を第1図及び第2図を用いて
説明する。第1図は本実施例を上方から見た場合につい
ての説明図であり、第2図は同じく実施例における丸セ
ルリングにベーンを設けた場合についての説明図であ
る。第1図及び第2図において、5はチャネルボック
ス、6は丸セル形スペーサ、7は丸セルリング、8はベ
ーン、9は制御棒であり、前出のものと同じ部分には同
一符号を付してある。第1図は燃料棒1を保持する丸セ
ルリング7が隣接する丸セルリング7と点溶接などによ
って連結して束ねられた構造になる丸セル形スペーサ6
がサイドバンド(図示せず)で束ねられ、チャネルボッ
クス5内に収められており、かつ制御棒9に面しないチ
ャネルボックス5の側面の内側に配設してある燃料棒1
にベーン8が設けられた状態を示し、第2図は丸セルリ
ング7にベーン8を設けた状態を示している。
沸騰水形原子炉用燃料集合体では、作用の項で説明し
たように、制御棒に面しない丸セル形スペーサ側面の内
側に位置する燃料棒1近傍の出力が高くなり、熱的には
厳しくなる。したがって本実施例では、これらの燃料棒
1を保持する丸セルリング7の側面に、燃料棒1の長手
方向に対して斜めにあたる方向に、第2図に示すような
ベーン8を設けた。その結果、ベーン8により燃料棒1
間の空間に旋回流が生じ、燃料棒1の表面上の液膜が厚
くなって熱伝達が促進され、限界出力が向上し熱的余裕
を増加させることができた。また、ベーン8の取り付け
数も少ないため、圧力損失の増大はほとんどなかった。
ベーン8は簡単な切り込みにより形成でき、丸セル形ス
ペーサ6と一体構造となるため信頼性の点で優れている
ことも確められた。なお、第2図に示したベーン8は、
三角形状をしているが、方形状であっても同様の効果が
得られた。更に、ベーン8は丸セル形スペーサ6から独
立した部分、例えばチャネルボックス5の内面に設けて
も、ほぼ同様の効果が得られた。
次に、丸セル形スペーサ6が燃料棒1の軸方向のどの
位置に配設すればよいか検討した。沸騰遷移の発生しや
すい燃料棒の軸方向の位置については、作用の項で説明
した。本実施例では丸セル形スペーサ6は7段にしてお
り、上から2段目と3段目の各丸セル形スペーサ6に本
発明を適用すると、丸セル形スペーサ6の上端で薄くな
っている液膜を厚くする効果が、最小限の数のベーン8
の使用で得られることがわかった。第7図は、2段目と
3段目の各丸セル形スペーサ6に本発明を実施したとき
の結果を示す。第6図の場合に比べて、液膜厚さが増加
しており、したがって熱的余裕も増大することがわかっ
た。
このように本実施例では、旋回流発生用のベーンは最
小限に使用しているため、圧力損失はほとんど増大せ
ず、熱的余裕を大幅に向上させることができたので、こ
の熱的余裕の増加分を利用して、圧力損失を低下させる
方法について検討した。燃料集合体の圧力損失のうちの
2割は丸セル形スペーサ6の部分における損失である。
この丸セル形スペーサ6の使用段数を現状の7段から6
段に段数を減らすと、圧力損失は大幅に低減される。し
かし、段数を少なくすると丸セル形スペーサ6の設置間
隔、すなわちピッチが長くなり、第8図にスペーサピッ
チと限界出力の関係を示すが、これから明らかなよう
に、限界出力、すなわち沸騰遷移時の出力が低下して、
熱的余裕が小さくなる。しかし、この6段の丸セル形ス
ペーサ6に本発明のベーンを適用した結果、熱的余裕が
向上するために、上記問題点は解消され、熱的余裕が従
来並以上で、かつ圧力損失を大幅に低減させることがで
きた。
本発明の別の実施例を第9図に示す。第9図における
(a)は上部から見た説明図、(b)は要部の説明図で
ある。また、前出と同じ部分には同一符号を付してあ
る。本実施例は丸セルリング7の一部分が隣接する丸セ
ルリング7と長手方向でオーバラップさせたものであ
る。このため、投影面積が減り、圧力損失が大幅に低減
するものである。したがって、本実施例を本発明の前出
の実施例におけるベーンと組み合わせた結果、旋回流発
生用のベーンは熱的に厳しくなる領域のみに使用するた
め、圧力損失を大幅に低減しながら熱的余裕を増加させ
ることができた。更に、この熱的余裕を利用して、6段
からなる丸セル形スペーサ6に適用して圧力損失を一層
低減させ、安全性を大幅に向上することができた。
〔発明の効果〕
本発明によれば、燃料棒表面に沿って流れる液膜流量
を増すことができ、これにより熱伝達が促進され、熱的
余裕を増加させる効果が得られる。また、この熱的余裕
の増加分を利用して、丸セル形スペーサの段数を減らす
ことにより圧力損失を低減させ、丸セル形スペーサの安
定性を改善できる効果も得られる。更に、これらの効果
的な手段を沸騰遷移の起こしやすい燃料棒近傍において
使用することにより、燃料集合体の限界出力の向上と安
定性に大きく寄与することができる。
【図面の簡単な説明】
第1、2図は本発明の一実施例の説明図、第3図は燃料
棒間の冷却材の流動状態の説明図、第4図は燃料棒間に
旋回流を発生させたときの流動状態の説明図、第5図は
旋回流発生用のベーンの使用数とスペーサ部における圧
力損失との関係を示す図、第6図は軸方向の液膜厚さの
解析結果を示す図、第7図は本発明を実施したときの解
析結果を示す図、第8図はスペーサピッチと限界出力と
の関係を示す図、第9図は本発明の別の一実施例の説明
図。 1……燃料棒、3……液滴、4……旋回流、5……チャ
ネルボックス、6……丸セル形スペーサ、7……丸セル
リング、8……ベーン、9……制御棒。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (56)参考文献 特開 平4−81692(JP,A) 特開 平2−285286(JP,A) 特開 平1−132990(JP,A) 特開 昭63−286792(JP,A) 特開 昭61−90085(JP,A) (58)調査した分野(Int.Cl.6,DB名) G21C 3/34

Claims (4)

    (57)【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】複数の円筒状の丸セルリングを束ねて構成
    される丸セル形スペーサと、前記丸セルリングにより相
    互の間隔が保持される複数の燃料棒と、前記丸セル形ス
    ペーサを取り囲む断面がほぼ四角形のチャネルボックス
    とを備え、4つのコーナ部のうちの1つが制御棒に隣接
    するように配置される燃料集合体において、 前記制御棒に隣接するコーナ部と反対側のコーナ部の周
    辺に位置する丸セルリングが、冷却水に旋回流を生じさ
    せるベーンを備えたことを特徴とする燃料集合体。
  2. 【請求項2】請求項1において、前記丸セルリングを束
    ねるサイドバンドは、前記反対側のコーナ部周辺の内面
    に、前記旋回流を生じさせるベーンを備えたことを特徴
    とする燃料集合体。
  3. 【請求項3】請求項1又は2において、前記チャネルボ
    ックスは、前記反対側のコーナ部周辺の内面に、前記旋
    回流を生じさせるベーンを備えたことを特徴とする燃料
    集合体。
  4. 【請求項4】請求項1ないし3のいずれかにおいて、前
    記旋回流を生じさせるベーンを備えた丸セルリングを有
    する丸セル形スペーサが、上から2段目と3段目の丸セ
    ル形スペーサとして配置されたことを特徴とする燃料集
    合体。
JP2285998A 1990-10-25 1990-10-25 燃料集合体 Expired - Lifetime JP2945459B2 (ja)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2285998A JP2945459B2 (ja) 1990-10-25 1990-10-25 燃料集合体
US07/782,812 US5272741A (en) 1990-10-25 1991-10-25 Nuclear fuel assembly

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2285998A JP2945459B2 (ja) 1990-10-25 1990-10-25 燃料集合体

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPH04161886A JPH04161886A (ja) 1992-06-05
JP2945459B2 true JP2945459B2 (ja) 1999-09-06

Family

ID=17698688

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP2285998A Expired - Lifetime JP2945459B2 (ja) 1990-10-25 1990-10-25 燃料集合体

Country Status (2)

Country Link
US (1) US5272741A (ja)
JP (1) JP2945459B2 (ja)

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP3038266B2 (ja) * 1991-12-09 2000-05-08 株式会社東芝 燃料スペーサ
JP3121972B2 (ja) * 1993-12-03 2001-01-09 三菱原子燃料株式会社 核燃料集合体
KR100287278B1 (ko) * 1998-02-04 2001-04-16 장인순 회전유동발생장치를가진핵연료집합체지지격자
SE521687C2 (sv) * 1998-09-18 2003-11-25 Westinghouse Atom Ab Spridare och bränslepatron för en nukleär kokarvattenreaktor
US6507630B1 (en) * 2000-05-01 2003-01-14 General Electric Company Cell flow diverter and flow diverter/vortex generator assembly for BWR spacers
SE519517C2 (sv) * 2000-07-03 2003-03-11 Westinghouse Atom Ab Bränslepatron för en nukleär reaktor anordnad med flödespåverkande spridare
US20050220261A1 (en) * 2002-02-08 2005-10-06 Framatome Anp Gmbh Fuel assembly for a boiling water reactor
ATE451695T1 (de) * 2004-01-15 2009-12-15 Westinghouse Electric Sweden Abstandselement und brennstoffeinheit für eine kernanlage
JP5585883B2 (ja) 2007-12-26 2014-09-10 トリウム・パワー、インク 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
EA019989B1 (ru) 2008-12-25 2014-07-30 Ториум Пауэр Инк. Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US11087896B2 (en) 2019-12-10 2021-08-10 Henry Crichlow High level nuclear waste capsule systems and methods

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3861999A (en) * 1967-04-14 1975-01-21 Combustion Eng Nuclear reactor arrangement and method of operating safe effective to increase the thermal amargin in high power density regions
US3862000A (en) * 1972-08-31 1975-01-21 Exxon Nuclear Co Inc Coolant mixing vanes
US3933584A (en) * 1973-04-23 1976-01-20 Nuclear Fuel Services, Inc. Grid for nuclear fuel assembly
US4021300A (en) * 1975-05-23 1977-05-03 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Improved nuclear fuel assembly grid spacer
US4539738A (en) * 1982-09-01 1985-09-10 Westinghouse Electric Corp. Strap and vane positioning fixture for fuel rod grid and method
US4698204A (en) * 1986-09-17 1987-10-06 Westinghouse Electric Corp. Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR fuel assembly
DE8625662U1 (ja) * 1986-09-25 1988-03-03 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen, De
DE3824082A1 (de) * 1987-07-18 1989-01-26 Toshiba Kawasaki Kk Brennstoff-anordnung fuer kernreaktoren
JPH0713664B2 (ja) * 1989-04-26 1995-02-15 株式会社日立製作所 燃料集合体および燃料スペーサ

Also Published As

Publication number Publication date
JPH04161886A (ja) 1992-06-05
US5272741A (en) 1993-12-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2945459B2 (ja) 燃料集合体
US4999153A (en) Flow tripper in combination with spacer deflector
JP3038266B2 (ja) 燃料スペーサ
US5530729A (en) Fuel assembly and spacer for a boiling reactor
JPH06273559A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料バンドル用の旋回羽根付きスペーサ
JP3195073B2 (ja) 燃料スペーサ
JP3195101B2 (ja) 燃料スペーサおよび燃料集合体
JP2523694B2 (ja) 燃料集合体
JPH04236394A (ja) 燃料集合体
JP2510006B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の燃料バンドル
JPH0743486A (ja) 燃料スペーサ
JP3217511B2 (ja) 原子炉燃料集合体
JPH01138493A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2523721B2 (ja) 原子炉燃料集合体
JPH06249987A (ja) 燃料スペーサおよび燃料集合体
JP3402142B2 (ja) 燃料集合体
JP2815190B2 (ja) 燃料集合体及び炉心
JPH02147889A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPH05107377A (ja) 燃料集合体
JPH0464091A (ja) 燃料集合体
JP2004361130A (ja) 沸騰水型原子炉の燃料集合体及び沸騰水型原子炉
JPH04357494A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JPH02147888A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP2001194480A (ja) 燃料スペーサ
JPH08297183A (ja) 燃料スペーサ

Legal Events

Date Code Title Description
FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080625

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080625

Year of fee payment: 9

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090625

Year of fee payment: 10

FPAY Renewal fee payment (event date is renewal date of database)

Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100625

Year of fee payment: 11