JP3903127B2 - 原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 - Google Patents
原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 Download PDFInfo
- Publication number
- JP3903127B2 JP3903127B2 JP53399997A JP53399997A JP3903127B2 JP 3903127 B2 JP3903127 B2 JP 3903127B2 JP 53399997 A JP53399997 A JP 53399997A JP 53399997 A JP53399997 A JP 53399997A JP 3903127 B2 JP3903127 B2 JP 3903127B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- coolant
- check valve
- reactor
- residual heat
- cooling system
- 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
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/18—Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
-
- 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
特に西欧の構造様式および運転様式の加圧水形原子炉を備えた原子力発電所において、いわゆる余熱除去は、所定の圧力および所定の温度より低い圧力および温度状態にある原子炉冷却系統においてこの冷却系統の一次側によって行われる。原子炉において保守点検過程および浄化過程が開始されるとき、従来においてはこれは次の手順で実施される。
− まず原子炉が停止され、一次回路における冷却液が冷却され終えるまで待機される。更に冷却系統における圧力が下げられる。
− それから一次回路の充填レベルが主冷却材配管のほぼ中央ループレベルまで下げられ、余熱除去系統が投入される。この余熱除去系統はこの開けられ充填レベルが下げられた状態においてもはや蒸気発生設備では行えない一次回路からの放熱を引き受ける。その蒸気発生設備は原子力発電所の運転中に一次回路に接続されている。
− それからこの形式の原子力発電所において一般に、停止された原子炉の一次回路及び/又は余熱除去系統に必要に応じて冷却材を補充するために冷却材貯蔵槽が設けられている。それは原子炉格納容器の内部に設けられ、「IRWST」(格納容器内燃料交換用水タンク=Incontainment Refulling Water Storage Tank)と呼ばれるホウ酸水貯蔵タンクである。かかる冷却材貯蔵槽は一般に、開けられた原子炉の上側の空間を水面下で燃料集合体の交換作業が行われる程に燃料集合体貯蔵槽のレベルまで注入するために使われる。最新構造のヨーロッパ加圧水形原子炉(EPR−Europaen Presurised Reaktor)の場合、冷却材貯蔵槽は「格納容器内系統」として用意されている。
原子炉冷却系統における充填レベルが下げられる保守点検作業の全段階中において、原子力発電所の安全にとって非常に重要な余熱除去はシステムの欠陥によってひどく妨害される。これについて考えられる障害は充填レベルの意図しない過大な低下であり、これは原子炉の崩壊熱出力が比較的大きい状態において余熱除去を完全に喪失してしまう。そのような場合、投入された冷却系統の余熱除去ポンプは空気を引き入れ、このために冷却系統内に気泡が形成されてしまい、これによって冷却出力が急速に落ちてしまう。
保守点検作業を実施する際、冷却系統は無圧状態にされるほかに冷却材を脱気するために低下した充填レベルにおいて真空引きされる。このために、原子炉冷却系統の充填レベルが低下した状態においてこれに接続された冷却系統について、障害の抑制および除去を一層難しくする二つの異なった圧力状態が生ずることを考慮しなければならない。
本発明の課題は、種々の圧力状態で余熱除去回路に許容できない充填レベル低下が生じた際に、その余熱除去回路が空になる(乾く)ことを阻止するような原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置を提供することにある。これらの課題はその方法については請求項1に記載の特徴事項の組合せによって解決され、装置については請求項9に記載の特徴事項の組合せによって解決される。
本発明の要点は、冷却材貯蔵槽をしゃ断弁とパイロット弁を介して制御される逆止め弁とを備えた補助的な安全注入管を介して余熱冷却系統の吸込み接続管に接続すること、その安全注入管におけるしゃ断弁を充填レベルの低下に関係して開くこと、その際に原子炉冷却系統が無圧状態である場合、測地学的な高さ比、即ち一方では冷却材貯蔵槽における充填レベルと他方では吸込み管における充填レベルとの比に関係して、ないしは吸込み管における充填レベルが予め設定された閾値より低下した場合の逆止め弁の閉鎖力に関係して、逆止め弁を開いて冷却材を冷却材貯蔵槽から吸込み管に流入させること、並びに冷却材を脱気するために原子炉冷却系統が真空引きされた場合、逆止め弁の閉鎖力をパイロット弁の作動によって高め、これによって真空引きされた原子炉冷却系統における変更した圧力状態に合わせることにある。
本発明に基づいて採用される逆止め弁は従って次の三つの機能を果たす。即ちまず第1に、原子炉冷却系統における充填レベルが冷却材貯蔵槽の充填レベルより高いときに原子炉冷却系統から冷却材貯蔵槽に冷却材が溢流することを阻止する。第2には、冷却材貯蔵槽の側の液圧が原子炉冷却系統の側より高いときあるいはその圧力差が逆止め弁の「標準」閉鎖力を打ち負かしている設定可能な閾値を下回っているとき、冷却材貯蔵槽から原子炉冷却系統への冷却材の溢流を許す。第3には、原子炉冷却系統が冷却材を脱気するために真空引きされるとき、そうしなければ原子炉冷却系統に意図せずに冷却材が侵入するために真空の維持ができなくなるので、逆止め弁の閉鎖力を増大させる。
ヨーロッパ加圧水形原子炉において用意されているように、液体貯蔵槽が原子炉格納容器の内部にホウ酸水貯蔵タンクとして設けられていると、すべての安全注入過程が原子炉格納容器の内部で進行するので特に有利である。
請求項3に基づいて逆止め弁がピストン形逆止め弁として形成され、逆止め弁の制御ピストンに作用する液体貯蔵槽内に存在する冷却材の液圧によって逆止め弁の閉鎖力が高められると、複雑で脆弱な制御装置が省かれるので、本発明の方法は一層単純化される。
逆止め弁の「標準」閉鎖力は主にその中を垂直方向に移動できる制御ピストンの重力およびこれと共働する重り要素あるいはばね要素によって決定される。これらは純機械的に作用し従って容易に取扱い及び設計することができそれゆえ鈍感な構造部品である。
逆止め弁の閉鎖力は、制御ピストンの上側に配置され閉鎖方向に作用する制御室に冷却材で圧力を与えることによって増大させられる。そのためにはただ遠隔操作できる弁として形成されたパイロット弁が開けられればよく、冷却材貯蔵槽の液圧が自動的に閉鎖力を増大する働きをする。
両方の圧力状態、即ち無圧状態および真空引き状態において、その都度作用する逆止め弁の閉鎖力は、吸込み接続管と安全注入管との結合点まで充填レベルが低下する前に、逆止め弁の開放およびこれを通しての冷却材貯蔵槽から冷却材回路への冷却材の溢流が行われるように設計されている。そうでないと、余熱除去ポンプの範囲に望ましくない気泡が生じてしまい、これによって原子炉冷却系統の安全上必要な余熱除去が行えなくなってしまう。
しゃ断弁およびパイロット弁は原子炉冷却系統の上述のそれぞれの状態が生じた際に自動的に開かれ、これによって安全注入管の安全機能が作動される。
余熱除去を保護する装置は、冷却材貯蔵槽を一次側の余熱除去系統に接続している通常の注入管のほかに、もう一つの注入管即ち安全注入管を備えている。この安全注入管には遠隔操作可能なしゃ断弁および上述の逆止め弁が設けられている。この逆止め弁は冷却材貯蔵槽から吸込み接続管に冷却材を導くべく開放することに関して異なった二つの閉鎖力を設定されて作動可能である。他の有利な本発明に基づく装置の実施態様は請求項10から請求項13に記載されている。
以下図に示した有利な実施例を参照して本発明を詳細に説明する。
図には原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置に採用される主な構成要素が概略的に示されている。
図に示されている装置1は原子炉冷却系統3の一次回路の主冷却材配管2につながっており、吸込み接続管6を介して原子炉冷却系統3に接続されている余熱除去ポンプ/低圧給水ポンプ5を有する一次側の余熱除去系統のライン4を指している。図において7は冷却材8が充填レベル9まで満たされている冷却材貯蔵槽、10は主冷却材配管2における低下した充填レベルである。
吸込み接続管6には一次側余熱除去系統の運転開始に関係して開かれる多数の電動式しゃ断弁11が設けられている。
冷却材貯蔵槽7に接続されている注入管13は第1の結合点12で吸込み接続管6に開口している。この注入管13は冷却材貯蔵槽7から余熱除去系統に冷却材8を導入するために開かれる別のしゃ断弁14によってしゃ断できる。
本発明に基づいていまや注入管13より高い位置で第2の結合点12′において冷却材貯蔵槽7につながっている安全注入管15が設けられている。この安全注入管15には一次回路2における充填レベルの低下処置が開始した際に開かれるしゃ断弁16が設けられている。このしゃ断弁16は遠隔操作できる。
更に安全注入管15に逆止め弁17が存在している。この逆止め弁17はその逆止め特性に基づいて矢印18の方向への冷却材の流れを阻止し、これに対して矢印19の方向への流れは異なった圧力状態を考慮に入れて許す。まず一つの圧力状態は無圧の冷却系統において充填レベル10が許容できないレベルまで低下した状態であり、この場合逆止め弁17が開き、冷却材が矢印19の方向に流れる。その場合の冷却材8の液圧は、逆止め弁7の有効「標準」閉鎖力を打ち負かし冷却材8を余熱除去系統に入れるのに十分足りる。
もう一つの圧力状態は冷却材を脱気するために原子炉冷却系統3の一次回路2が真空引きされるときの状態であり、この場合図において左側に示されている配管の圧力が右側に示されている配管の圧力よりずっと低いので、逆止め弁17が早期に開かれると真空が破られてしまう。このためにその閉鎖力を高める必要があり、これはパイロット弁20が開かれて、冷却材8が逆止め弁17の制御ピストン22の制御室21に流入し、これを閉鎖方向に荷重することによって達成される。これは、逆止め弁17の閉鎖力が増大されて、一次回路が真空引きされる際も充填レベル10が予め設定された値まで低下していない限りは、一次回路および余熱除去系統に冷却材8が到達しないことを意味する。充填レベル10が予め設定された値まで低下したとき、冷却材8の液圧が逆止め弁17の増大した閉鎖力を打ち負かし、逆止め弁17を開き、原子炉冷却系統に自動的に注入する働きをする。もっともこのような場合、真空状態は維持されず、これは、吸込み接続管における限界熱流束比が増大するので、追加的な安全作用を発揮する。
この安全装置の採用は余熱除去手順の枠内で行われ、その必要な処置は手動であるいは自動的に相応した安全規準(計測・制御技術による監視および電気的鎖錠)で実施される。
Claims (11)
- 原子炉冷却系統の一次回路における充填レベルが特に浄化過程および保守点検過程において低下した際に、
a)原子炉を停止し、まず冷却系統の一次回路における冷却過程および減圧過程を実施し、
b)この状態において蒸気発生設備ではもはや行えない一次回路からの放熱を引き受けるために余熱除去系統を投入し、
c)一次回路を完全に放圧し、その充填レベルを主冷却材配管のほぼ中央ループレベルまで低下させ、
d)原子炉の一次回路及び/又は余熱除去系統に必要に応じて冷却材を補充するために冷却材貯蔵槽を用意する、
手順で原子力発電所の原子炉からの余熱除去を保護する方法において、
e)冷却材貯蔵槽を、しゃ断弁とパイロット弁を介して制御される逆止め弁とを備えた補助的な安全注入管を介して、余熱冷却系統の吸込み接続管に接続し、
f)前記手順c)において充填レベルの低下に関連してしゃ断弁を開き、その際、
f1)原子炉冷却系統が無圧状態である場合、冷却材貯蔵槽における充填レベルと吸込み管における充填レベルとの比と、吸込み管における充填レベルが予め設定された閾値より低下した場合の逆止め弁の「標準」閉鎖力とに関係して、逆止め弁が開いて、冷却材が冷却材貯蔵槽から吸込み管に流入し、
f2)原子炉冷却系統が冷却材を脱気するために真空引きされた場合、逆止め弁の閉鎖力がパイロット弁の作動によって高められ、これによって真空引きされた原子炉冷却系統における変更した圧力比に合わされる、
ことを特徴とする原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法。 - 冷却材が原子炉格納容器の内部におけるホウ酸水貯蔵タンクとして形成された液体貯蔵槽から一次回路に流入することを特徴とする請求項1記載の方法。
- 原子炉冷却系統が真空引きされた際、逆止め弁の閉鎖力が、逆止め弁の制御ピストンに作用する液体貯蔵槽の内部に存在する冷却材の液圧によって高められることを特徴とする請求項1又は2記載の方法。
- 逆止め弁の閉鎖力がその中を垂直方向に移動する制御ピストンの重力あるいはこれと共働する重り要素あるいはばね要素によって決定されていることを特徴とする請求項3記載の方法。
- パイロット弁が開いた際に制御室に冷却材で圧力を与えられることによって逆止め弁の閉鎖力が増大されることを特徴とする請求項3又は4記載の方法。
- 充填レベルが吸込み接続管と安全注入管との結合点(12′)まで低下する前に、逆止め弁の開放および冷却材貯蔵槽から逆止め弁を介しての冷却材回路への冷却材の溢流が行われるように、逆止め弁の閉鎖力が決められていることを特徴とする請求項1ないし5のいずれか1つに記載の方法。
- 充填レベルが手動操作で低下し始めた際にしゃ断弁が自動的にあるいは手動で開かれることを特徴とする請求項1ないし6のいずれか1つに記載の方法。
- 原子炉冷却系統が真空引きされた際、逆止め弁の閉鎖力を高めるために、パイロット弁が自動的にあるいは手動で作動されることを特徴とする請求項1ないし7のいずれか1つに記載の方法。
- 吸込み接続管(6)を介して原子炉冷却系統に接続されしゃ断可能な注入管(13)を介して冷却材貯蔵槽(7)に接続されている一次側余熱除去系統の少なくとも一つのライン(4)が設けられているような原子炉冷却系統(3)の一次回路(2)における充填レベルが低下した際に原子力発電所の原子炉からの余熱除去を保護するための装置において、冷却材貯蔵槽(7)が補助的な安全注入管(15)を介して余熱除去系統の吸込み接続管(6)に接続され、この補助的な安全注入管(15)に遠隔操作可能なしゃ断弁(16)および逆止め弁(17)が設けられ、この逆止め弁が冷却材貯蔵槽(7)から吸込み接続管(6)に冷却材を導くべく開放することに関して異なった二つの閉鎖力を設定されて作動可能であることを特徴とする原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護装置。
- 逆止め弁(17)がピストン形逆止め弁として形成され、逆止め弁(17)の開放及び閉鎖挙動を決定する制御ピストン(22)を有していることを特徴とする請求項9記載の装置。
- 制御ピストン(22)に閉鎖方向に作用する制御室(21)が設けられ、この制御室(21)にパイロット弁(20)の開放によって逆止め弁(17)の閉鎖力を高めるために冷却材(8)が供給されることを特徴とする請求項10記載の装置。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19611703.8 | 1996-03-25 | ||
DE19611703A DE19611703C2 (de) | 1996-03-25 | 1996-03-25 | Verfahren und Vorrichtung zur Absicherung der Nachwärmeabfuhr aus einem Reaktor eines Kernkraftwerkes |
PCT/EP1997/001334 WO1997036302A1 (de) | 1996-03-25 | 1997-03-17 | Verfahren und vorrichtung zur absicherung der nachwärmeabfuhr aus einem reaktor eines kernkraftwerkes |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2000507352A JP2000507352A (ja) | 2000-06-13 |
JP3903127B2 true JP3903127B2 (ja) | 2007-04-11 |
Family
ID=7789324
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP53399997A Expired - Fee Related JP3903127B2 (ja) | 1996-03-25 | 1997-03-17 | 原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US6026138A (ja) |
EP (1) | EP0890175B1 (ja) |
JP (1) | JP3903127B2 (ja) |
DE (2) | DE19611703C2 (ja) |
ID (1) | ID16782A (ja) |
WO (1) | WO1997036302A1 (ja) |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP3999908B2 (ja) * | 1999-03-26 | 2007-10-31 | 株式会社東芝 | 原子力発電所のポンプ設備 |
US20020055918A1 (en) * | 2000-11-08 | 2002-05-09 | Patrick Hlathein | Operating room resource management system incorporating an interactive, visual method for coordinating multiple, interdependent |
US8414685B2 (en) * | 2010-09-08 | 2013-04-09 | Westinghouse Electric Company Llc | System and method for removal of dissolved gases in makeup water of a water-cooled nuclear reactor |
EP3204670B1 (en) * | 2014-10-07 | 2019-06-19 | BWXT mPower, Inc. | Passive integral isolation valve |
Family Cites Families (16)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE795482A (fr) * | 1972-02-19 | 1973-05-29 | Siemens Ag | Systeme de refroidissement de reacteur nucleaire |
US4473528A (en) * | 1980-04-21 | 1984-09-25 | Nucledyne Engineering Corporation | Passive containment system |
US4753771A (en) * | 1986-02-07 | 1988-06-28 | Westinghouse Electric Corp. | Passive safety system for a pressurized water nuclear reactor |
JPS6453194A (en) * | 1987-08-25 | 1989-03-01 | Nippon Atomic Ind Group Co | Starting method for automatic decompression system |
JPS6472096A (en) * | 1987-09-14 | 1989-03-16 | Hitachi Ltd | Steam generator plant |
JPH0823596B2 (ja) * | 1989-01-10 | 1996-03-06 | 日本原子力研究所 | 一次循環ループ水位計付加圧水型原子炉 |
US5106571A (en) * | 1989-03-20 | 1992-04-21 | Wade Gentry E | Containment heat removal system |
JPH0317598A (ja) * | 1989-06-15 | 1991-01-25 | Toshiba Corp | 原子炉残留熱除去系 |
US5059385A (en) * | 1990-05-04 | 1991-10-22 | General Electric Company | Isolation condenser passive cooling of a nuclear reactor containment |
DE4126629A1 (de) * | 1991-08-12 | 1993-03-11 | Siemens Ag | Sekundaerseitiges nachwaermeabfuhrsystem fuer druckwasser-kernreaktoren |
US5268943A (en) * | 1992-06-24 | 1993-12-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with makeup water assist from residual heat removal system |
DE4307543A1 (de) * | 1993-03-10 | 1994-09-15 | Siemens Ag | Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
US5329564A (en) * | 1993-04-30 | 1994-07-12 | The Babcock & Wilcox Company | Passive cooling system for a nuclear reactor |
DE4344323A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Druckwasserreaktor mit Sicherheitseinspeise- und Zusatzboriersystem und Verfahren zum Betrieb eines solchen Druckwasserreaktors |
DE4344004A1 (de) * | 1993-12-23 | 1995-06-29 | Siemens Ag | Containment-Sprühsystem, insbesondere für einen Druckwasserreaktor |
US5519743A (en) * | 1994-09-02 | 1996-05-21 | Westinghouse Electric Corporation | Primary coolant system of a nuclear power plant for providing coolant to a primary loop |
-
1996
- 1996-03-25 DE DE19611703A patent/DE19611703C2/de not_active Expired - Fee Related
-
1997
- 1997-03-17 EP EP97908250A patent/EP0890175B1/de not_active Expired - Lifetime
- 1997-03-17 WO PCT/EP1997/001334 patent/WO1997036302A1/de active IP Right Grant
- 1997-03-17 DE DE59701937T patent/DE59701937D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1997-03-17 JP JP53399997A patent/JP3903127B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 1997-03-24 ID IDP970955A patent/ID16782A/id unknown
-
1998
- 1998-09-25 US US09/160,852 patent/US6026138A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
DE59701937D1 (de) | 2000-08-03 |
JP2000507352A (ja) | 2000-06-13 |
DE19611703C2 (de) | 1998-04-09 |
WO1997036302A1 (de) | 1997-10-02 |
US6026138A (en) | 2000-02-15 |
ID16782A (id) | 1997-11-13 |
EP0890175A1 (de) | 1999-01-13 |
EP0890175B1 (de) | 2000-06-28 |
DE19611703A1 (de) | 1997-10-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0389231B1 (en) | Containment heat removal system | |
KR100294410B1 (ko) | 잔류열제거시스템을이용하여냉각수를보충하는원자로 | |
JP5027258B2 (ja) | 非常用システムの閉鎖された回路においてナノ粒子を使用する原子力発電所及び関連する方法 | |
CZ283278B6 (cs) | Tlakovodní reaktor a způsob zmírňování účinkú netěsností | |
EP0418701B1 (en) | Reactor core decay heat removing system in a pressurized water reactor | |
EP3667678B1 (en) | Depressurisation valve | |
JP4956316B2 (ja) | 非常用炉心冷却系 | |
EP3142123A1 (en) | Passive depressurisation system for pressurised receptacles | |
JP3903127B2 (ja) | 原子力発電所の原子炉からの余熱除去の保護方法及び装置 | |
JPH0734040B2 (ja) | 原子炉プラント用の予備安全注入系 | |
US4239596A (en) | Passive residual heat removal system for nuclear power plant | |
US5120490A (en) | Liquid filling method for a high-temperature and high-pressure vessel and apparatus therefor | |
JPS62480B2 (ja) | ||
US11355255B2 (en) | System and method for reducing atmospheric release of radioactive materials caused by severe accident | |
JP2548838B2 (ja) | 加圧水型原子炉の炉心崩壊熱除去装置 | |
KR100363574B1 (ko) | 원자력 발전소의 피동이차응축 계통의 작동제어방법 | |
KR102295087B1 (ko) | 중대사고 발생시 방사성 물질의 대기방출 저감을 위한 시스템 | |
KR100978447B1 (ko) | 차등 압력계 로크 | |
KR102414701B1 (ko) | 원전 중대사고 발생 시 요오드 방출 저감장치 | |
KR102557539B1 (ko) | 원자로격납건물의 냉각수 직접충수시스템 | |
JP7381783B2 (ja) | ホウ酸水注入装置 | |
JPH058997B2 (ja) | ||
JPH05264771A (ja) | 原子炉格納容器用ベント装置 | |
JPH04258794A (ja) | 原子炉緊急冷却水供給装置の蓄圧注入タンク | |
JPH04223296A (ja) | 受動安全注入装置及び予備凝縮多孔分散装置 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20040622 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040908 |
|
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: 20061024 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20061122 |
|
A72 | Notification of change in name of applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A721 Effective date: 20061205 |
|
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: 20100119 Year of fee payment: 3 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110119 Year of fee payment: 4 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120119 Year of fee payment: 5 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130119 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20140119 Year of fee payment: 7 |
|
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 |
|
LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |