JP4614540B2 - 酸化物基材の核燃料要素の製造方法および酸化物基材の核燃料要素に焼結されるように適合された物質 - Google Patents
酸化物基材の核燃料要素の製造方法および酸化物基材の核燃料要素に焼結されるように適合された物質 Download PDFInfo
- Publication number
- JP4614540B2 JP4614540B2 JP2000600277A JP2000600277A JP4614540B2 JP 4614540 B2 JP4614540 B2 JP 4614540B2 JP 2000600277 A JP2000600277 A JP 2000600277A JP 2000600277 A JP2000600277 A JP 2000600277A JP 4614540 B2 JP4614540 B2 JP 4614540B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- oxide
- nuclear fuel
- ppm
- fuel element
- amount
- 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
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for fission reactors
- Y10S376/901—Fuel
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Compositions Of Oxide Ceramics (AREA)
- Powder Metallurgy (AREA)
Description
(発明の背景および先行技術)
本発明は、酸化物基材の核燃料(nuclear fuel element with oxide base)を酸化クロムと混合し、焼結して固体にする、酸化物基材の核燃料要素の製造方法に関する。また、本発明は、酸化物基材の核燃料および酸化クロムを含む、核燃料要素に焼結されるように適合された酸化物基材の物質(material)に関する。
【0002】
前述のタイプの方法および物質は、核エネルギーの適用分野において既に知られている。酸化物基材の核燃料には、UO2、ThO2、PuO2、またはそれらの混合物が含まれていてもよく、粉末として提供される。
【0003】
先行技術によると、TiO2、Nb2O5、Cr2O3、Al2O3、V2O5およびMgOのような別の類似の追加酸化物が、それらの焼結に関連してそれらの結晶粒度(grain size:粒子サイズ)を増加させるために、酸化物基材の核燃料に添加されてきた。なぜなら、それらの添加物は、焼結中に核燃料の結晶粒の成長を活性化させるからである。
【0004】
増大した結晶粒度は、操作中に燃料を使用するとき、結晶粒中のガス密閉物が、核燃料から、粒界(grain boundries)におよびこれらを通って、拡散するのに、長時間を要することとなる。従って、核燃料要素の外部のそのようなガス、核分裂ガスの量は、核燃料の増大した結晶粒度のために、通常の操作条件中に減少する。
【0005】
また、増大した耐腐食性は、核燃料の増大した結晶粒度から結果として生じると考えられる。なぜなら、腐食は、好ましくは粒界で始まり、そして、全粒界領域と核燃料要素の体積との間の関係が低減する、すなわち、結晶粒度が増大するとき、全粒界領域は減少するからである。核燃料は、取り囲むクラッディング管(cladding tube:被覆管)の損傷の結果として操作中に水蒸気または水と接触するかもしれないので、良好な耐腐食性が望ましい。腐食生成物はプラントの中にさらに広がるかもしれないが、それはそれ自体知られている理由のために避けなければならない。
【0006】
前述の添加物は、核燃料のより大きな結晶粒度およびそれに伴う利点を生じるという事実に加えて、それらの少なくともある種のものは、核燃料要素の容積に関連して、真の核燃料、例えば、U、ThまたはPuの重量に関連する、核燃料要素の密度の増大に寄与する。それ故、核燃料の一定の容積からさらに多くの効率(power)が得られることがある。
【0007】
また、前記添加物の少なくともある種のものは、焼結された核燃料要素の可塑性を増加させることにもなる。これは、操作中の急速な効率増加において取り囲むクラッディング管の損傷の危険およびそれに伴う核燃料要素の容積変化となる。なぜなら、別の方法よりも小さい効率を持つ燃料要素はクラッディング管に作用するからである。
【0008】
Cr2O3は極めて顕著な結果を与える前述の添加物である。そのために、先行技術は、前述の効果を得るために、主として核燃料の結晶粒度を増加させるために、好ましくはCr2O3を使用した。しかし、Cr2O3は、Crが比較的大きな中性子の吸収断面積を有し、それが中性子の回転において核燃料要素の効率にマイナスの影響を有するので、このような状況に置いては悪影響を与えるものとして考えなければならない。そのようなことが本発明者によって理解された。先行技術によれば、前述の効果を得るために、酸化物基材の核燃料、例えばUO2の量に対して、1000〜5000ppmのCrが、(別個にまたはCr2O3として)添加された。
【0009】
(発明の概要)
本発明の目的は、核燃料要素中のCrの存在のマイナスの結果を考慮しながら、同時に、追加の酸化物、好ましくは酸化クロムを、加える酸化クロムの量を調節して、酸化物基材の核燃料に添加することにより得られる効果によって利益を得る方法を提供することである。
【0010】
この目的を得るために前述で定義した方法は、添加するCrの量は、添加される酸化物基材の核燃料の量に対して、≧50ppmおよび<1000ppmであることを特徴とする。添加する酸化クロムのそのような量は、核燃料要素の焼結に関連してUO2のような酸化物基材の別の核燃料の著しく増大した結晶粒度となり、同時に、Crの量を前よりも低いレベルに保ち、従って、比較的高い中性子の吸収断面積にも関わらず、操業中に核燃料要素の効率についてマイナスの影響を減少させる。なお、Crの量に関するさらに好ましい間隔は、100〜700ppmである。
【0011】
本発明方法の好ましい態様によれば、また、少なくとも1種の追加の酸化金属を含む粉末が添加される。その金属は、Crよりも実質的に小さい中性子の吸収断面積を有し、焼成時に核燃料に対する酸化クロムの結晶粒拡大効果に著しく貢献するような量が添加される。追加の酸化金属は、好ましくは、Nb2O5、Al2O3およびMgOのいずれでもよい。前記添加物は、単独であるか、または酸化クロムによって得られる効果を得るために不十分であるが酸化クロムの補助剤として優れた機能を有するお互いの組み合わせ物である。酸化クロムは、好ましくはCr2O3である。
【0012】
本発明方法のさらに好ましい態様によれば、追加の酸化金属はAl2O3を含み、添加するAlの量は≧20ppmであり、そして好ましくは≦300ppmである。20ppm未満においては、添加したAl2O3の効果は急速に減少する。300ppmより多いと、Al2O3の更なるプラスの効果は、当該酸化クロムの割合と限界になる。
【0013】
本発明方法のさらに好ましい態様によれば追加の酸化金属はMgOを含み、添加するMgの量は≧20ppmであり、そして好ましくは≦300ppmである。20ppm未満においては、酸化物基材の核燃料に対するMgOのプラスの効果は急速に減少する。Mgが300ppmより多いと、MgOの更なるプラスの効果は当該酸化クロムの割合と限界になる。
【0014】
さらに本発明の目的は、核燃料要素に焼結されるように適合された酸化物基材の物質を提供することであり、それは、予め決められた酸化クロムの含量により、かつその組成物の結果として、前述の前記追加酸化物の添加により生じるより高い密度、より大きい核燃料の結晶粒およびより良好な可塑性(柔軟性)の形態における利益を生むこととなり、同時に、核燃料要素のためのできるだけ低い中性子の断面積となる。
【0015】
この目的は、酸化物基材の核燃料の量に対してCrの量が≧50ppmおよび<1000ppmであることを特徴とする前述で定義したタイプの物質により得られる。
【0016】
また、好ましい態様により、酸化物基材の物質は、少なくとも1種の追加の酸化金属を含み、その金属は、Crよりも実質的に小さい中性子吸収断面積を有し、かつ前記物質の焼結時に酸化物基材の核燃料に対する酸化クロムの結晶粒拡大効果に著しく貢献する量が存在する。追加の酸化金属は、すでに前述したNb2O5、Al2O3およびMgOのいずれでもよい。また、これらの酸化物のいくつかを一緒にして前記物質中に存在させることも可能である。追加の金属酸化物(単数または複数)は、核燃料要素の全中性子吸収断面積を著しく増加させることなしに、酸化クロムに関して補助的目的を有する。
【0017】
さらに好ましい態様によると、前記酸化金属は、Al2O3の形態における酸化アルミニウムを含み、その量は、核燃料の量に対して、≧20ppmおよび好ましくは≦300ppmである。20ppm未満においては、添加されたAl2O3の効果は減少する。Alが300ppmより多いと、Al2O3の更なるプラスの効果は、当該酸化クロムの割合と限界となる。
【0018】
さらに好ましい態様によると、前記酸化金属は、MgOの形態における酸化マグネシウムを含み、Mgの量は、核燃料の量に対して、≧20ppmおよび好ましくは≦300ppmである。MgOの量は、Al2O3に関する理由と同じ理由で限定される。
【0019】
本発明による方法および物質のなおいっそうの利点および特徴は、次の詳細な説明および特許請求の範囲の記載からさらに明白であろう。
【0020】
(態様の詳細な説明)
本発明方法の好ましい態様により、Cr2O3、Al2O3およびMgOを含む粉末の1種または複数を酸化物基材の核燃料(このケースにおいてはUO2)を含む粉末に添加する。
【0021】
添加するCr2O3の量は、Crが50〜1000ppmの範囲(UO2の重量に関する重量割合)であり、Al2O3の形態において添加するAlの量は20〜300ppmの範囲であり、そしてMgOの形態で添加するMgの量は、20〜300ppmの範囲である。接着剤および潤滑剤は、分けて添加し、またはそれ自体既に知られているように前記粉末のいずれかの一部として添加する。
【0022】
次いで、それらの粉末を、均質な混合が得られるように既知方法で混合する。
【0023】
次いで、均質な粉末混合物を、200〜700MPaの圧力によって一種またはいくつかの未処理体に加圧する。
【0024】
その後、未処理体(単数または複数)を、CO2を0.1〜5.0%添加した水素雰囲気中で焼結し、または別法として、CO2の添加なしの湿った水素中でのみ焼結する。焼結は1400〜1800℃の温度において大気圧下で1〜6時間続ける。それにより、理論的な密度に極めて近接する密度が得られる。初めに10μmのオーダーの結晶粒度を有していたUO2の結晶粒は、焼結中に≧25μmに生成した。すなわち、結晶粒はかなり大きくなった。
【0025】
焼結中に、添加された酸化物Cr2O3、Al2O3およびMgOは、焼結されそして冷却された物質の中に、すなわち形成された燃料要素の中に、焼結体中に存在するUO2粒子を取り囲むようにマトリックスを形成する液体層を形成した。
【0026】
もちろん、説明した好ましい態様をいろいろと変えることは当業者にとって明らかであろう。しかし、本発明についての記載によって支持されている特許請求の範囲によって定義された保護の範囲には限定されないであろう。
【0027】
本発明による方法および物質は、中性子の照射によって活性化された核分裂により核エネルギーを取り出すための圧縮水リアクターおよび沸騰水型原子炉に使用され、そしてクラッディング管の中に位置している燃料ペレットの形態での核燃料要素の製造によく適している。
【0028】
前述されたppm値は、金属の重量/酸化物基材の核燃料の重量に基づくものであり、例えばCr重量/UO2重量を示している。
Claims (7)
- 酸化物基材の核燃料を酸化クロムと混合し焼結して固体にする、酸化物基材の核燃料要素の製造方法であって、Crを、酸化剤基材の核燃料に、酸化剤基材の核燃料の量に対して≧50ppmおよび<1000ppmの部分を添加し、しかも、酸化アルミニウム及び酸化マグネシウムからなる群から選択される少なくとも1種の追加の酸化金属を、前記追加の酸化金属の金属が≧20および≦300ppmの量で添加されていることを特徴とする、前記の酸化物基材の核燃料要素の製造方法。
- 酸化クロムがCr2O3であることを特徴とする、請求項1の方法。
- 焼結を、1400〜1800℃の温度において実施することを特徴とする、請求項1又は2に記載の方法。
- 酸化物基材の核燃料が、UO2、ThO2およびPuO2の少なくとも1種を含むことを特徴とする、請求項1〜3のいずれか1項に記載の方法。
- 酸化物基材の核燃料および酸化クロムを含み、Crの量が、酸化物基材の核燃料の量に対して、≧50ppmおよび≦1000ppmである核燃料要素に焼結されるように適合された酸化物基材の物質であって、それが酸化アルミニウム及び酸化マグネシウムからなる群から選択される少なくとも1種の追加の酸化金属を含み、前記追加の酸化金属の金属が≧20および≦300ppmの量で添加されていることを特徴とする、前記の酸化物基材の物質。
- 酸化クロムがCr2O3であることを特徴とする、請求項5に記載の物質。
- 酸化物基材の核燃料が、UO2、ThO2およびPuO2の少なくとも1種を含むことを特徴とする、請求項5又は6に記載の酸化物基材の物質。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9900605-8 | 1999-02-19 | ||
SE9900605A SE515903C2 (sv) | 1999-02-19 | 1999-02-19 | Förfarande för framställning av och material ägnat att sintras till ett oxidbaserat kärnbränsleelement |
PCT/SE2000/000237 WO2000049621A1 (en) | 1999-02-19 | 2000-02-08 | A method for production of and material adapted to be sintered to a nuclear fuel element with oxide base |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JP2002537565A JP2002537565A (ja) | 2002-11-05 |
JP4614540B2 true JP4614540B2 (ja) | 2011-01-19 |
Family
ID=20414564
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP2000600277A Expired - Lifetime JP4614540B2 (ja) | 1999-02-19 | 2000-02-08 | 酸化物基材の核燃料要素の製造方法および酸化物基材の核燃料要素に焼結されるように適合された物質 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US6669874B1 (ja) |
EP (1) | EP1157391B1 (ja) |
JP (1) | JP4614540B2 (ja) |
DE (1) | DE60006939T2 (ja) |
ES (1) | ES2211510T3 (ja) |
SE (1) | SE515903C2 (ja) |
WO (1) | WO2000049621A1 (ja) |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2817385B1 (fr) * | 2000-11-30 | 2005-10-07 | Framatome Anp | Pastille de combustible nucleaire oxyde et crayon comportant un empilement de telles pastilles |
FR2860638A1 (fr) * | 2003-10-06 | 2005-04-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede de fabrication de pastilles d'un combustible nucleaire a base d'oxyde mixte (u,pu) o2 ou (u,th)o2 |
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. |
JP6581185B2 (ja) * | 2014-09-08 | 2019-09-25 | ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー | 核動力炉のための核燃料ペレットを製作する方法 |
WO2016037712A1 (en) | 2014-09-08 | 2016-03-17 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Method of making a nuclear fuel pellet for a nuclear power reactor |
Family Cites Families (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3663182A (en) * | 1968-03-29 | 1972-05-16 | Union Carbide Corp | Metal oxide fabrics |
US3923933A (en) * | 1968-10-29 | 1975-12-02 | Gen Electric | Process for preparing sintered uranium dioxide grains |
FR2070027B1 (ja) * | 1969-12-30 | 1973-10-19 | Belgonucleaire Sa | |
JPS58165085A (ja) * | 1982-03-25 | 1983-09-30 | 日本核燃料開発株式会社 | 核燃料要素 |
JPS5948686A (ja) * | 1982-09-14 | 1984-03-19 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 低密度酸化物燃料ペレツトの製造方法 |
JPS63179288A (ja) * | 1987-01-20 | 1988-07-23 | 株式会社東芝 | 核燃料ペレツト及びその製造方法 |
JPS6429796A (en) * | 1987-07-27 | 1989-01-31 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Production of uo2 nuclear fuel pellet |
US4869866A (en) * | 1987-11-20 | 1989-09-26 | General Electric Company | Nuclear fuel |
US4869868A (en) * | 1987-11-23 | 1989-09-26 | General Electric Company | Nuclear fuel |
US4869867A (en) * | 1987-11-25 | 1989-09-26 | General Electric Company | Nuclear fuel |
FR2683373B1 (fr) * | 1991-10-31 | 1994-03-04 | Pechiney Uranium | Elements combustibles nucleaires comportant un piege a produits de fission a base d'oxyde. |
FR2706066B1 (fr) * | 1993-06-04 | 1995-07-07 | Commissariat Energie Atomique | Combustible nucléaire ayant des propriétés améliorées de rétention des produits de fission. |
GB9515966D0 (en) * | 1995-08-03 | 1995-10-04 | British Nuclear Fuels Plc | Nuclear fuel pellets |
FR2744557B1 (fr) * | 1996-02-07 | 1998-02-27 | Commissariat Energie Atomique | Materiau combustible nucleaire composite et procede de fabrication du materiau |
DE19627806A1 (de) * | 1996-07-11 | 1998-01-15 | Siemens Ag | Kernbrennstoffsinterkörper und Verfahren zum Herstellen eines Kernbrennstoffsinterkörpers |
-
1999
- 1999-02-19 SE SE9900605A patent/SE515903C2/sv not_active IP Right Cessation
-
2000
- 2000-02-08 DE DE60006939T patent/DE60006939T2/de not_active Revoked
- 2000-02-08 JP JP2000600277A patent/JP4614540B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 2000-02-08 EP EP00909838A patent/EP1157391B1/en not_active Revoked
- 2000-02-08 ES ES00909838T patent/ES2211510T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2000-02-08 WO PCT/SE2000/000237 patent/WO2000049621A1/en not_active Application Discontinuation
- 2000-02-08 US US09/913,165 patent/US6669874B1/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
WO2000049621A1 (en) | 2000-08-24 |
DE60006939T2 (de) | 2004-11-04 |
EP1157391A1 (en) | 2001-11-28 |
SE9900605D0 (sv) | 1999-02-19 |
JP2002537565A (ja) | 2002-11-05 |
SE515903C2 (sv) | 2001-10-29 |
DE60006939D1 (de) | 2004-01-15 |
ES2211510T3 (es) | 2004-07-16 |
SE9900605L (sv) | 2000-08-20 |
US6669874B1 (en) | 2003-12-30 |
EP1157391B1 (en) | 2003-12-03 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN108335760B (zh) | 一种高铀装载量弥散燃料芯块的制备方法 | |
KR910009192B1 (ko) | 가연성 중성자 흡수체의 제조방법 | |
US5882552A (en) | Method for recycling fuel scrap into manufacture of nuclear fuel pellets | |
RU2376665C2 (ru) | Таблетка ядерного топлива высокого выгорания и способ ее изготовления (варианты) | |
US7485246B2 (en) | Fabrication method of sintered duplex nuclear fuel pellet | |
KR102102977B1 (ko) | 이중결정립 조직을 갖는 핵연료 소결체의 제조방법 | |
JPS6119952B2 (ja) | ||
EP0701734B1 (fr) | Combustible nucléaire retenant les produits de fission | |
EP0502395B1 (en) | Nuclear fuel pellets and method of manufacturing the same | |
JP4614540B2 (ja) | 酸化物基材の核燃料要素の製造方法および酸化物基材の核燃料要素に焼結されるように適合された物質 | |
US9653188B2 (en) | Fabrication method of burnable absorber nuclear fuel pellets and burnable absorber nuclear fuel pellets fabricated by the same | |
KR101574224B1 (ko) | 산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조방법 | |
JP3012671B2 (ja) | 核燃料ペレットの製造方法 | |
KR101564744B1 (ko) | 보론 함유 가연성 흡수 핵연료 소결체 및 이의 제조방법 | |
KR102273295B1 (ko) | 핵연료 소결체의 산화저항성을 향상시킬 수 있는 피막을 형성시키는 소결 첨가제 및 이의 제조방법 | |
JP2672420B2 (ja) | 混合酸化物燃料ペレットおよびその製造方法 | |
RU2157568C1 (ru) | Таблетка ядерного топлива | |
KR101107294B1 (ko) | Ti-화합물 및 Mg-화합물이 첨가된 우라늄산화물 핵연료 소결체 및 이의 제조 방법 | |
JP2840319B2 (ja) | 核燃料ペレットの製造方法 | |
RU2193242C2 (ru) | Таблетка ядерного топлива | |
JP2786345B2 (ja) | 核燃料ペレットの製造方法および核燃料ペレット | |
JPS6316716B2 (ja) | ||
JPH10293187A (ja) | 核燃料ペレットおよびその製造方法 | |
JPH0132477B2 (ja) | ||
Butler et al. | Ceramic nuclear fuel pellets |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20061017 |
|
A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20100119 |
|
A521 | Written amendment |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20100419 |
|
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: 20101001 |
|
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20101019 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 4614540 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20131029 Year of fee payment: 3 |
|
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 |
|
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 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
EXPY | Cancellation because of completion of term |