JP3593515B2 - 核燃料焼結体の製造方法 - Google Patents
核燃料焼結体の製造方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP3593515B2 JP3593515B2 JP2001305909A JP2001305909A JP3593515B2 JP 3593515 B2 JP3593515 B2 JP 3593515B2 JP 2001305909 A JP2001305909 A JP 2001305909A JP 2001305909 A JP2001305909 A JP 2001305909A JP 3593515 B2 JP3593515 B2 JP 3593515B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- temperature
- nuclear fuel
- sintering
- sintered body
- temperature side
- 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 - Fee Related
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C21/00—Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- 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
Description
【発明の属する技術分野】
本発明は核燃料焼結体の製造方法に係り、詳しくは比較的低温で酸化雰囲気と還元雰囲気の2段階焼結により安定して大粒径ペレットを作成する、改善された核燃料焼結体の製造方法に関するものである。
【0002】
【従来の技術】
従来の低温焼結法は、1600〜1700℃で行われる通常の核燃料体焼結に比べ、1100℃から1300℃の比較的低温で行えるようにしたものであり、一般には酸化性雰囲気での焼結と還元加熱の2段階焼結によるものが広く知られている。
【0003】
例えば、本出願人の提案した特開平4−166800号公報には、前記酸化雰囲気焼結に先立ち予めN2/空気を雰囲気主ガスとして150℃前後またはそれ以下の温度で予備加熱を行って投入時に持ち込んだ余分なO2を除去し、成形体内の酸素濃度を適切に分散せしめた後、前記酸化雰囲気焼結で工業純度のN2を雰囲気の主ガスとし、酸素濃度調整のため空気を添加して酸素濃度を400ppm以下の範囲で調整して1100℃〜1300℃の処理温度で焼結を行い、ついでH2又はH2/N2雰囲気主ガスにH2Oを体積比で0.01以上添加して1100℃〜1300℃の処理温度で還元加熱を行う核燃料焼結体の製造方法が開示されている。
【0004】
ところで、二酸化ウラン系燃料焼結体は平均結晶粒径が5〜10μm程度であるが、小径粒結晶の核燃料焼結体であると、核分裂生成ガス(FPガス)の放出が多いと考えられており、FPガスを抑制するためには平均結晶粒径が20〜60μm程度の大粒径の核燃料焼結体であるのが望まれる。
【0005】
そこで、上記大粒径二酸化ウラン核燃料焼結体の製造方法として、二酸化ウランスクラップを焼結して得られた八酸化三ウラン(U3O8)と二酸化ウラン(UO2)原料粉末とを混合して焼結することが行われ、二酸化ウラン原料粉末75〜55重量%と八酸化三ウラン25〜45重量%とを混合した混合粉末から成型して得られる成型体を、酸化雰囲気中で1100〜1400℃の温度にて焼結した後、還元雰囲気中で1100〜1400℃の温度にて加熱して、酸素・金属比(O/U)を1.98〜2.02に調整した核燃料焼結体を製造する核燃料焼結体の製造方法が特公平7−31266号公報により提案されている。
【0006】
この方法においては、同時に混合する八酸化三ウランの量を調節することにより焼結体密度の調節や焼きしまりの調節を行い、焼結温度等の特定の条件を設定することにより結晶粒径の調整を行って大粒径の核燃料焼結体を製造している。
【0007】
【発明が解決しようとする課題】
しかし、上記の方法による大粒径の核燃料焼結体の製造では20〜60μmの範囲内及び平均結晶密度が93〜98%TD範囲内で核燃料焼結体を得ることができるが、大粒径化するには厳密な温度調節が必要であり、そのコントロールが難しく、安定して大粒径の核燃料焼結体を得るには至らない。
【0008】
本発明は上述の如き実状に対処し、特に焼結温度に変化を与えて、この温度領域を2回以上経験させることの効用を見出すことにより、大粒径のUO2ペレットを安定して作成し、軽水炉の核燃料物質として好適に用いることができる核燃料焼結体を安定供給することを目的とするものである。
【0009】
【課題を解決するための手段】
即ち、上記目的に適合する本発明は、酸化雰囲気と還元雰囲気の2段階にて大粒径のペレットを焼結する核燃料焼結体の製造方法において、二酸化ウラン原料粉末に八酸化三ウランを25〜45重量%混合した粉末もしくは最終的な混合物のO/Uが前記混合物と同等になるようにウランの酸化物を混合した混合粉末を原料とし、酸化雰囲気での焼結期間中、高温側が1200℃〜1100℃,低温側が1080℃以下とし、かつこれら高温側と低温側の間において、高温側への温度上昇と低温側への温度下降とを各1回以上経験させることを特徴とする。
なお、上記方法において、酸化雰囲気での焼結期間中の高温と低温との温度差は少なくとも50℃以上あることが好適であり、効果的である。
【0010】
【発明の実施の形態】
以下、更に本発明の具体的態様について詳述する。
【0011】
本発明は上述のように核燃料原料粉末を低温で酸化雰囲気焼結を行い、同じく低温で還元加熱を行う2段階の低温焼結法において、酸化雰囲気での焼結期間中、少なくとも高温側が1200〜1100℃,低温側が1080℃以下として、これら高温側と低温側の間において温度上昇と温度下降を各1回以上経験させるものであり、また、上昇,下降での高温と低温との温度差は50℃以上とするものである。
【0012】
上記方法に使用される原料粉末は二酸化ウラン(UO2)粉末に八酸化三ウラン(U3O8)を混合したもの、もしくは最終的な混合物のO/Uが前記混合物と同等になるようにウランの酸化物を混合した混合粉末であり、二酸化ウラン粉末としては重ウラン酸アンモニウム(ADU),乾式転換粉など、如何なる粉末の二酸化ウラン(UO2)を用いることも可能である。
【0013】
一方、これと混合する八酸化三ウラン(U3O8)としては、例えば二酸化ウラン核燃料焼結(UO2ペレット)の製造工程において生じる研磨くずや不良ペレットなどの二酸化ウラン核燃料焼結体スクラップ(UO2スクラップ)あるいは成型体等の未加熱UO2などを焙焼して得られる八酸化三ウランを挙げることができる。
なお、例えばUO2スクラップを室温から徐々に加熱すると、U4O9,U3O7を経てU3O8が得られ、このU3O8を酸素中で500℃以下の温度で加熱すると、UO3が得られることがある。
従って、本発明方法において使用に供される前記八酸化三ウランとしては、八酸化三ウラン(U3O8)粉末の他に、例えば九酸化四ウラン(U4O9)粉末,七酸化三ウラン(U3O7)粉末などを含有することもある。
【0014】
更に、前記に原料粉末が他の酸化物粉末を含有する場合、すなわち、例えば前記二酸化ウラン原料粉末が(U,Pu)O2粉末である場合には、前記ウラン酸化物粉末として(U,Pu)3O8粉末を用いることもできる。
【0015】
二酸化ウラン原料粉末と八酸化三ウランとの混合にあたっては、二酸化ウラン原料粉末と八酸化三ウランとの混合物中の八酸化三ウランの混合量が25〜45重量%、特に30〜40重量%になる割合で、二酸化ウラン原料粉末と八酸化三ウランとを混合するのが好ましい。
このような条件で八酸化三ウランを混合することにより、核燃料焼結体の結晶粒度および結晶密度の調整を図ることができる。
【0016】
前記混合物中に八酸化三ウランの配合量が大きくなると、具体的には八酸化三ウランの配合量を45重量%より大きく配合すると、核燃料焼結体の大孔径のボア(空孔)が形成されるようになり、前記混合物中の八酸化三ウランの配合量が少ないと、具体的には八酸化三ウランの配合量が25重量%未満であると、粒径分布が極めて不均一になる傾向がある。
前記混合処理には、例えばV型プレンダー等の公知の混合器あるいはボールミル,ミキサーなどの混合粉砕器を使用することができる。
【0017】
かくて、上記混合処理で得られた混合粉末は、次いで圧縮成型により成型体ペレットに成型されて焼結処理に付されるが、焼結は先ず酸化雰囲気中、特に微酸化雰囲気中で焼結した後、還元雰囲気で加熱され焼結される。そして、この際、両雰囲気はともに後述の如く比較的低温にて焼結される。
【0018】
ここで、上記酸化雰囲気は、例えば二酸化炭素,窒素と酸素との混合ガス、二酸化炭素と一酸化炭素との混合ガスなどを存在させることにより実現するが、特に好ましい雰囲気としては、不活性ガス中に濃度1×10−3〜2×10−2容量%の酸素ガス含有雰囲気である。
【0019】
また上記焼結処理における焼結温度として1000〜1200℃の範囲内に設定すると、前記温度範囲において、例えば焼結時間を2時間とした場合、低温側の温度例えば1000〜1100℃の範囲で焼結すると、核燃料焼結体の粒度分布が大きくなり、一方、前記温度範囲において、高温側の温度例えば1100〜1200℃の範囲で焼結すると核燃料焼結体の粒度分布が小さくなる。
即ち、酸化雰囲気での焼結温度を調節することによって核燃料焼結体の結晶粒径を調節することができる。
【0020】
本発明は上記の温度変化に注目し、高低温度変化を与えて、その温度領域を各1回以上経験させることにより大粒径化を図ろうとするものであり、これにもとづいて酸化雰囲気中での焼結期間中、少なくとも高温側が1200〜1100℃,低温側が1080℃以下として、これら高温側への温度上昇と低温側への温度下降とを各1回以上経験させることにしている。
この際、高温と低温との温度差は50℃以上とするのが好適であり、高温側,低温側における高温側への温度上昇もしくは低温側への温度下降時間はその間で10分から1時間位である。
【0021】
本発明では上記焼結を行った後、還元雰囲気中で加熱して還元処理を行い、前記焼結処理を経た成型体を還元する。
前記還元雰囲気は、例えば水素,水素と窒素との混合ガス、水素とアルゴンとの混合ガス、あるいはこれらと水蒸気とを共存させたガスなどを存在させることにより実現する。
この還元処理における加熱温度,時間等の条件は特に問われないが、1100℃で2時間程度実施すればO/Uが最終的に1.98〜2.02になり、得られる二酸化ウラン核燃料焼結体の密度も93〜98%TDとなる。
このO/Uおよび密度が前記の範囲を外れると、得られる二酸化ウラン核燃料焼結体の融点や強度の低下を招いて、設計値を逸脱する恐れがあり、燃料設計上、好ましくないことがある。
【0022】
以上のようにして、平均粒径が20〜60μmあるいはそれを越える大粒径を得て、この核燃料焼結体は、例えば軽水炉の核燃料物質として好適に用いることができる。
【0023】
【実施例】
次いで、本発明の実施例を添付図面にもとづいて説明する。
図1〜図4は前記本発明に係る各実施例について夫々、高温,低温の焼結状態を示している。
実施例1
二酸化ウラン原料粉末70重量%と、400℃で焙焼した八酸化三ウラン(平均粒径125μm)30重量%とを混合する混合処理により得られた混合物を成型し、酸化雰囲気中で4時間の焼結処理を行い、次いで還元雰囲気中で加熱して4時間還元処理して二酸化ウラン系核燃料焼結体を製造した。
このとき、酸化雰囲気において図1に示す如く順次温度を上昇させ、酸化焼結の最後に1170℃より1050℃に温度を落として還元過程に移行させた。
この場合、酸化雰囲気での焼結の始めと終わりに温度の変化で温度上昇と下降とが各1回経験されている。
【0024】
実施例2
前記実施例の各燃料焼結体の製造において、図2に示すように酸化焼結中に1170℃で10分間処理した後、一旦、温度を1050度に下降させて再び元の1170度に復帰させて焼結処理した。この場合には焼結の始めに温度上昇1回、途中に下降,上昇の各1回の合計3回の温度変化を経験している。
【0025】
実施例4
前記実施例1の核燃料焼結体の製造において、図4に示すように順次、温度を上昇させ、酸化焼結途中で1050℃、1時間の処理を行った後、温度を1170℃に一旦。上昇させ、再び1050℃で酸化焼結ならびに還元焼結を行った。この場合、焼結の始めに1回、途中に上昇,下降各1回で合計2回の温度変化が経験された。
なお、上記各実験例は全てバッチタイプの焼結炉で実施したが、連続焼結型の焼結炉でも酸化雰囲気の領域を2つの温度領域に分ければ同様な温度履歴をもたせることは可能である。
【0026】
図5〜図10は上記各実施例1〜4の方法で作成した大粒径ペレットの100倍に拡大した各顕微鏡写真図であり、図5は図1の方法に対応するもの、図6は図2の方法に対応するもの、図7は図4の方法に対応するものである。
また、図8は図3の方法で作成した大粒径ペレット、図9は図3の方法において高温側を1300℃にしたもの、図10は図3の方法において低温側を1100℃としたものであり、図9,図10に示すペレットは本発明の温度範囲を外れており、何れも本発明の方法の如く大粒径となっていないことが分かる。
【0027】
【発明の効果】
本発明は以上のように比較的低温で酸化雰囲気と還元雰囲気の2段階で焼結処理する核燃料焼結体の製造において、酸化雰囲気中の焼結を温度を所定の範囲として温度上昇と温度下降とを各1回以上、合計2回以上の温度変化を経験させるものであり、従来の酸化雰囲気での焼結温度を調整して結晶粒径の変化をさせる方法に比し大径化するのに特に厳密な温度調整の必要がなく、容易に安定して大粒径の焼結体が得られる効果を有する。
なお、高温と低温の温度差は50℃以上とすることにより更に効果的である。
【図面の簡単な説明】
【図1】実施例1の方法における処理工程を示す説明図である。
【図2】実施例2の方法における処理工程を示す説明図である。
【図3】実施例3の方法における処理工程を示す説明図である。
【図4】実施例4の方法における処理工程を示す説明図である。
【図5】実施例1において得られた核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて100倍の倍率で撮影してなる写真図面である。
【図6】実施例2において得られた核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて100倍の倍率で撮影してなる写真図面である。
【図7】実施例4において得られた核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて100倍の倍率で撮影してなる図面である。
【図8】実施例3において得られた本発明に係る核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて200倍の倍率で撮影してなる写真図面である。
【図9】実施例3において高温側を1300℃とした比較核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて100倍の倍率で撮影してなる写真図面である。
【図10】実施例3において低温側を1100℃として得られた比較核燃料焼結体を金属顕微鏡観察にて100倍の倍率で撮影してなる写真図面である。
Claims (2)
- 酸化雰囲気と還元雰囲気の2段階にて大粒径のペレットを焼結する核燃料焼結体の製造方法において、二酸化ウラン原料粉末に八酸化三ウランを25〜45重量%混合した粉末もしくは最終的な混合物のO/Uが前記混合物と同等になるようにウランの酸化物を混合した混合粉末を原料とし、酸化雰囲気での焼結期間中、高温側が1200℃〜1100℃,低温側が1080℃以下とし、かつこれら高温側と低温側の間において、高温側への温度上昇と低温側への温度下降とを各1回以上経験させることを特徴とする核燃料焼結体の製造方法。
- 酸化雰囲気での焼結期間中の高温と低温との温度差を50℃以上とする請求項1記載の核燃料焼結体の製造方法。
Priority Applications (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2001305909A JP3593515B2 (ja) | 2001-10-02 | 2001-10-02 | 核燃料焼結体の製造方法 |
US10/219,724 US6878313B2 (en) | 2001-10-02 | 2002-08-15 | Method of fabricating sintered nuclear fuel compact |
DE10239769A DE10239769B4 (de) | 2001-10-02 | 2002-08-29 | Verfahren zur Herstellung eines gesinterten Kernbrennstoffpresslings |
FR0212141A FR2830366B1 (fr) | 2001-10-02 | 2002-10-01 | Procede de fabrication d'un combustible nucleaire fritte compact |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2001305909A JP3593515B2 (ja) | 2001-10-02 | 2001-10-02 | 核燃料焼結体の製造方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2003107182A JP2003107182A (ja) | 2003-04-09 |
JP3593515B2 true JP3593515B2 (ja) | 2004-11-24 |
Family
ID=19125626
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2001305909A Expired - Fee Related JP3593515B2 (ja) | 2001-10-02 | 2001-10-02 | 核燃料焼結体の製造方法 |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US6878313B2 (ja) |
JP (1) | JP3593515B2 (ja) |
DE (1) | DE10239769B4 (ja) |
FR (1) | FR2830366B1 (ja) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR101165452B1 (ko) | 2010-10-20 | 2012-07-12 | 한국수력원자력 주식회사 | 이종 첨가 원소의 결정립계 및 결정립계 주변의 고용 농도 조절 방법 및 이를 이용한 결정립이 큰 핵연료 소결체의 제조방법. |
DE102011081074A1 (de) | 2011-08-17 | 2013-02-21 | Areva Np Gmbh | Verfahren zur Herstellung eines Uranoxid als aktive Komponente enthaltenden Katalysators |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1113895B (de) * | 1959-09-30 | 1961-09-14 | Zentralinstitut Fuer Kernphysi | Verfahren zur Herstellung von Uranoxyd-Sinterkoerpern |
US3927154A (en) * | 1968-08-05 | 1975-12-16 | Gen Electric | Process for preparing sintered uranium dioxide nuclear fuel |
US4003855A (en) * | 1975-06-23 | 1977-01-18 | General Electric Company | Nonlinear resistor material and method of manufacture |
DE2855166C2 (de) * | 1978-12-20 | 1982-05-27 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zur Herstellung von oxidischen Kernbrennstoffkörpern |
US4247500A (en) * | 1979-12-07 | 1981-01-27 | Bell Telephone Laboratories, Incorporated | Fabrication of ferrite material |
JPH0731266B2 (ja) | 1989-03-31 | 1995-04-10 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料焼結体の製造方法 |
JP2696268B2 (ja) | 1990-10-29 | 1998-01-14 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料焼結体の製造法及びその焼結炉 |
JPH0688895A (ja) * | 1992-09-08 | 1994-03-29 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 核燃料ペレットの結晶粒径推定方法 |
DE19633312A1 (de) * | 1996-08-19 | 1998-02-26 | Siemens Ag | Verfahren zum Sintern von Pellets aus Nuklearbrennstoff |
DE19944984C1 (de) * | 1999-09-20 | 2000-12-21 | Siemens Ag | Inhomogenes Kernbrennstoff-Pellet |
-
2001
- 2001-10-02 JP JP2001305909A patent/JP3593515B2/ja not_active Expired - Fee Related
-
2002
- 2002-08-15 US US10/219,724 patent/US6878313B2/en not_active Expired - Fee Related
- 2002-08-29 DE DE10239769A patent/DE10239769B4/de not_active Expired - Fee Related
- 2002-10-01 FR FR0212141A patent/FR2830366B1/fr not_active Expired - Fee Related
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2003107182A (ja) | 2003-04-09 |
FR2830366B1 (fr) | 2007-02-16 |
US20030062634A1 (en) | 2003-04-03 |
US6878313B2 (en) | 2005-04-12 |
DE10239769B4 (de) | 2005-08-25 |
FR2830366A1 (fr) | 2003-04-04 |
DE10239769A1 (de) | 2003-04-30 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP4796041B2 (ja) | 核燃料焼結体の製造方法 | |
JPS6119952B2 (ja) | ||
KR100832567B1 (ko) | 큰 결정립 핵연료 소결체 제조방법 | |
JP3593515B2 (ja) | 核燃料焼結体の製造方法 | |
US10854342B2 (en) | Method of manufacturing a pelletized nuclear ceramic fuel | |
JP3976716B2 (ja) | タングステン金属網を含有した核燃料焼結体の製造方法 | |
KR100792151B1 (ko) | 결정립 형상이 제어된 우라늄산화물 소결체 및 그 제조방법 | |
JP2790548B2 (ja) | 核燃料燒結体の製造方法 | |
JP4099529B2 (ja) | 核燃料ペレットおよびその製造方法 | |
JP2813926B2 (ja) | 原子燃料用二酸化ウラン粉末及びその製造方法 | |
JP2588947B2 (ja) | 酸化物核燃料焼結体の製造方法 | |
KR100521638B1 (ko) | SiO2-CaO-Cr2O3 첨가제를 함유한 이산화우라늄계핵연료 소결체 및 그 제조방법 | |
JPH0731266B2 (ja) | 核燃料焼結体の製造方法 | |
JPH09127290A (ja) | 核燃料ペレットの焼結方法 | |
JPH0862363A (ja) | Moxペレットの製造方法 | |
KR100441563B1 (ko) | 불량 uo₂분말을 재활용한 uo₂소결체의 제조방법 | |
JP3091555B2 (ja) | 核燃料体の製造方法 | |
JPH05100068A (ja) | 核燃料焼結ペレツトの製造方法 | |
JP2701049B2 (ja) | 酸化物核燃料体の空気焼結による製造方法 | |
JP3172732B2 (ja) | 核燃料用セラミックスペレットの製法 | |
JP2701043B2 (ja) | 2重微細構造を有する酸化物核燃料体の製造方法 | |
JPH0545483A (ja) | 核燃料ペレツトの密度調整方法 | |
JPH0761820A (ja) | 核燃料ペレットの製造方法 | |
JPH04285891A (ja) | 核燃料ペレットの製造法 | |
JPH07119821B2 (ja) | 酸化物核燃料焼結体の製造方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20040601 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040625 |
|
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: 20040817 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20040830 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100903 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100903 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130903 Year of fee payment: 9 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |