JP5340224B2 - Radioactive liquid processing equipment - Google Patents
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本発明は、原子炉の運転に伴って発生する放射性液体廃棄物処理装置に係り、特に、プロセスライン上のLCWろ過装置へのクラッドによる負荷を低減すると共にクラッドをHCW濃縮処理することなく難沈降性不溶解性成分を処理するのに好適な放射性廃液処理装置に関する。 The present invention relates to a radioactive liquid waste treatment apparatus that is generated during the operation of a nuclear reactor, and in particular, reduces the load caused by the clad on the LCW filtration apparatus on the process line and makes it difficult to settle without HCW concentration treatment of the clad. The present invention relates to a radioactive liquid waste treatment apparatus suitable for treating a radioactive insoluble component.
従来の原子力発電所における沈降分離槽廻り処理では、復水ろ過装置の逆洗水はCUW沈降分離槽へ移送され、沈降分離により固形分を沈降させた後、そのデカント水をLCW収集槽へ移送し、LCW廃液処理系で処理される。沈降分離槽にて沈降分離させたクラッド,使用済樹脂は放射能を十分に減衰させた後、沈降分離槽内で上澄み液と均一に混合した後約10wt%スラリー状態で固化系へ移送される。
ここで、沈降分離槽内の懸濁固形分は、復水ろ過装置の逆洗水中に含まれる発電所の復水系統の機器および配管を構成する鋼材が、復水と接して腐食することにより発生した鉄錆成分が主体であり、その化学形態はFe3O4およびFe2O3の鉄酸化物、ならびにFeOOHの鉄水酸化物である。原子力発電所の復水は不純物が少なく、その水質は純水に近いものである。従って沈降分離槽の上澄み水も純水に近い水質であり、その導電率は1μS/cmと低く、また、pH値も6付近となる。このような条件では鉄水酸化物であるFeOOHが液中にコロイド状態で分散して重力による沈降が起こりにくくなる。従って、デカント水の鉄濃度は時間をおいても下がらず、デカント水に相当量の微細クラッドが混入する。デカント水はプロセスライン上のLCW収集槽に移送され、後段のLCWろ過装置でろ過されるため、LCWろ過装置がクラッドにより目詰まりを起こし、差圧上昇が早くなる。現状、デカント水中のクラッド濃度は最大500ppm程度であり、LCW系での受入処理の目安である20ppmを大幅に上回っており、LCWろ過装置の差圧上昇の主な原因となっている。このため処理能力回復のための逆洗頻度が多くなりLCW系の運転が成り立たなくなっている。
In the conventional treatment around sedimentation separation tanks at nuclear power plants, the backwash water of the condensate filtration device is transferred to the CUW sedimentation separation tank, the solid content is settled by sedimentation separation, and then the decant water is transferred to the LCW collection tank. And processed in an LCW waste liquid treatment system. The clad and used resin that have been settled and separated in the sedimentation separation tank are sufficiently attenuated in radioactivity, and then uniformly mixed with the supernatant in the sedimentation separation tank, and then transferred to the solidification system in a slurry state of about 10 wt%. .
Here, the suspended solids in the settling tank are caused by corrosion of the steel materials constituting the equipment and piping of the condensate system of the power plant contained in the backwash water of the condensate filtration device in contact with the condensate. The generated iron rust component is the main component, and its chemical form is Fe 3 O 4 and Fe 2 O 3 iron oxide, and FeOOH iron hydroxide. Condensate at nuclear power plants has few impurities, and its water quality is close to that of pure water. Therefore, the supernatant water of the sedimentation tank is also water quality close to that of pure water, its conductivity is as low as 1 μS / cm, and the pH value is around 6. Under such conditions, FeOOH, which is an iron hydroxide, is dispersed in a colloidal state in the liquid and sedimentation due to gravity is less likely to occur. Therefore, the iron concentration of the decant water does not decrease over time, and a considerable amount of fine cladding is mixed in the decant water. The decant water is transferred to the LCW collection tank on the process line and filtered by the subsequent LCW filtration device. Therefore, the LCW filtration device is clogged by the clad and the differential pressure rises quickly. At present, the clad concentration in the decant water is about 500 ppm at the maximum, greatly exceeding 20 ppm which is a standard for the acceptance processing in the LCW system, which is a main cause of the increase in the differential pressure of the LCW filtration device. For this reason, the frequency of backwashing for recovering the processing capacity is increased, and the operation of the LCW system is not realized.
それに対して、沈降分離槽内のpHを調整することによりクラッドの沈降を促進し、LCW系へのクラッド流入量を低減するものが知られている(例えば、特許文献1参照)。 On the other hand, there is known one that promotes sedimentation of the clad by adjusting the pH in the sedimentation separation tank and reduces the amount of clad flowing into the LCW system (see, for example, Patent Document 1).
しかしながら、特許文献1記載の方法では、pH調整により沈降したクラッドは沈降嵩密度が非常に小さく沈降クラッド体積が大きくなるため、沈降分離槽に貯蔵可能な最大スラッジ層高に設計貯蔵年数以前に到達してしまう恐れがあった。そのためスラッジ貯蔵能力確保のためには沈降分離槽を増容量する必要があった。 However, in the method described in Patent Document 1, since the clad settled by adjusting the pH has a very small sediment bulk density and a large sediment clad volume, the maximum sludge layer height that can be stored in the sedimentation tank is reached before the design storage years. There was a fear of doing. Therefore, it was necessary to increase the capacity of the sedimentation tank to ensure the sludge storage capacity.
それに対して、沈降分離槽にろ過器を設け、ろ過器にてろ過したデカント水をプロセスライン上のLCW収集槽に移送するものが知られている(例えば、特許文献2参照)。 On the other hand, there is known one in which a sedimentation tank is provided with a filter and decanted water filtered by the filter is transferred to an LCW collection tank on the process line (see, for example, Patent Document 2).
しかしながら、特許文献2記載のものでは、沈降分離槽には、復水ろ過装置の逆洗水の他に、CUWろ過脱塩装置の使用済樹脂も移送される。使用済樹脂の放射線量率は高いため、デカント水の放射能濃度も高くなり、放射能を十分に減衰させた後、固化する必要がある。
However, in the thing of
本発明の目的は、LCWろ過装置へのクラッド負荷を低減するとともに、デカント水の放射能濃度上昇の低減を行い、濃縮廃液ひいては固化体の線量率上昇を低減できる放射性廃液処理装置を提供することにある。 An object of the present invention is to provide a radioactive liquid waste treatment apparatus capable of reducing the clad load on the LCW filtration device, reducing the increase in the radioactive concentration of decant water, and reducing the concentration rate of the concentrated waste liquid and thus the dose rate of the solidified body. It is in.
(1)上記目的を達成するために、本発明は、CUWろ過脱塩装置からの不溶解性成分を沈降分離により液体と分離する沈降分離槽と、該沈降分離槽とは別体に設けられ、復水ろ過装置の逆洗水を受け入れ、難沈降性の懸濁固形分を沈降分離する逆洗水受タンクと、該逆洗水受タンクに備えられ、前記逆洗水受タンク内の液体をろ過分離するろ過装置とを備え、前記沈降分離槽の上澄み液及び前記ろ過装置のろ過水をLCW収集タンクに戻し、前記ろ過装置の濃縮液を前記ろ過装置に戻すようにしたものである。
かかる構成により、LCWろ過装置へのクラッド負荷を低減するとともに、デカント水の放射能濃度上昇の低減を行い、濃縮廃液ひいては固化体の線量率上昇を低減できるものとなる。
(1) In order to achieve the above object, the present invention is provided separately from a sedimentation separation tank for separating an insoluble component from a CUW filtration desalting apparatus from a liquid by sedimentation separation, and the sedimentation separation tank. , A backwash water receiving tank that receives backwash water of the condensate filtration device and settles and separates the hardly settled suspended solids, and a liquid in the backwash water receiving tank is provided in the backwash water receiving tank. A filtration device that separates and separates the supernatant of the sedimentation tank and the filtered water of the filtering device into the LCW collection tank, and the concentrated solution of the filtering device is returned to the filtering device.
With this configuration, it is possible to reduce the clad load on the LCW filtration device, reduce the increase in the radioactive concentration of decant water, and reduce the increase in the dose rate of the concentrated waste liquid and thus the solidified body.
(2)上記(1)において、好ましくは、前記ろ過装置として、クロスフロー方式のろ過装置を用いるようにしたものである。 (2) In the above (1), preferably, a cross-flow type filtration device is used as the filtration device.
本発明によれば、LCWろ過装置へのクラッド負荷を低減するとともに、デカント水の放射能濃度上昇の低減を行い、濃縮廃液ひいては固化体の線量率上昇を低減できるものとなる。
According to the present invention, it is possible to reduce the cladding load on the LCW filtration device, reduce the increase in the radioactivity concentration of decant water, and reduce the increase in the dose rate of the concentrated waste liquid and thus the solidified body.
以下、図1を用いて、本発明の一実施形態による放射性廃液処理装置の構成及び動作について説明する。
図1は、本発明の一実施形態による原子力発電所における放射性廃液処理装置の構成を示すシステムフロー図である。
Hereinafter, the configuration and operation of a radioactive liquid waste treatment apparatus according to an embodiment of the present invention will be described with reference to FIG.
FIG. 1 is a system flow diagram showing a configuration of a radioactive liquid waste treatment apparatus in a nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.
原子炉1で発生した蒸気は、主復水器2により復水される。復水された水は、復水ろ過装置3によりろ過され、復水脱塩装置4により脱塩処理された後、原子炉1に戻される。また、原子炉冷却材ろ過脱塩装置5により、原子炉冷却材のろ過及び脱塩が行われる。
Steam generated in the nuclear reactor 1 is condensed by the
一方、原子炉系統及びタービン系統等にて発生したLCW系統廃液11は、LCW収集槽12に収集され、LCW収集ポンプ13により、LCWろ過装置(中空糸膜フィルター)14に移送され、LCWろ過装置14にて固形分をろ過分離される。LCWろ過装置14の差圧は、差圧計DPにより測定される。差圧が規定値に達すると、ろ過装置14の内部の中空糸膜面の逆洗を行い、逆洗水は原子炉冷却材浄化系(CUW)沈降分離槽8へ送られる。LCWろ過装置14にて固形分を分離された廃液は、LCW脱塩装置15にてイオン性不純物を除去され、LCWサンプル槽16においてサンプリングした後、LCWサンプルポンプ17により復水貯蔵槽18に移送され、復水移送ポンプ19により移送され、プラント水として再使用される。
On the other hand, the LCW
また、CUWろ過脱塩装置5の使用済樹脂7は、CUW沈降分離槽8へ移送され、沈降分離により固形分を沈降させた後、その沈降分離槽上澄み水(デカント水)9をデカントポンプ21によりLCW収集槽12へ移送し、LCW廃液処理系で処理される。沈降分離槽8にて沈降分離させた使用済樹脂は放射能を十分に減衰させた後、沈降分離槽8内で上澄み液と均一に混合した後、沈降スラッジ22はスラッジ抜き出しポンプ23により、約10wt%スラリー状態で固化系へ移送される。
本実施形態では、復水ろ過装置3の逆洗水6は、一旦、CF逆洗水受タンク50にて受入られる。CF逆洗水ポンプ51により、CF逆洗水濃縮タンク52に移送される。CF逆洗水受タンク50には、クロスフロー方式のろ過装置24が設置されている。CF逆洗水濃縮タンク52にてCF逆洗水液8中のクラッドの濃縮を行う。また、デカントポンプ10により、CF逆洗水はろ過装置24に移送され、デカント水中のクラッドはろ過装置24によりろ過分離される。デカント水からクラッドを分離した後のろ過液26はLCW収集槽12へ移送され、他のLCW系統廃液11と共にLCW収集ポンプ13にてLCWろ過装置14に移送され、懸濁固形分をろ過分離した後、最終的にLCW脱塩装置15にてイオン性不純物を除去された後、清浄な水となってプラント再使用水として回収される。
Further, the
In the present embodiment, the backwash water 6 of the
ろ過液26は、ろ過装置24によりクラッドを主体とする懸濁固形分が1ppm以下にまで除去されていて、また導電率も1μS/cm程度であることからLCW系統にて容易にかつ安定して処理できる。
The
一方、ろ過装置24にてろ過分離されたクラッドを主体とした懸濁固形分25は再びCF逆洗水濃縮タンク52に回収され、濃縮されることになる。
On the other hand, the suspended
ろ過装置24は、酸化鉄や水酸化鉄等の比較的ろ過性のよい懸濁固形分であれば1〜10wt%程度まで濃縮可能であるため、クラッド濃度が最大500ppm程度のデカント水であれば20〜200倍程度まで連続的に濃縮できることとなる。沈降分離槽8の上澄み液中の固形分濃度が1〜10wt%まで濃縮できるため、沈降分離槽8内の固形分の沈降性は特に考慮する必要無く、沈降分離槽8内で固形物を貯蔵・保管することも可能となる。
これにより、沈降分離槽8への難沈降性のクラッドの持込を防止でき、沈降分離槽8の貯蔵容量の小型化が可能となる。
The
As a result, it is possible to prevent the hard-to-seduce clad from being brought into the
また、沈降分離槽8の上流側のCF逆洗水受けタンク50からCF逆洗水濃縮タンク52にクロスフロー式のろ過装置24を設けることにより、高線量であるCUWろ過脱塩装置5の使用済樹脂の影響を受ける事がなく、ろ過濃縮処理されクラッドは低線量として取り扱う事ができ、濃縮されたクラッドを直接固化することにより、沈降分離槽8への難沈降性のクラッドの持込を抑制できることから沈降分離槽8のデカント水は清浄であり、効率よくLCW系の処理を行うことができる。
Moreover, the use of the CUW filtration desalination apparatus 5 having a high dose is provided by providing a cross flow
以上のように、デカント水をLCW収集槽12へ移送する前にデカント水中の浮遊クラッドを分離回収しているので、デカント水中のクラッドがLCW収集槽12へ移送されないため、LCWろ過装置14へのクラッド負荷が低減できる。
As described above, since the floating clad in the decant water is separated and recovered before the decant water is transferred to the
また、デカント水の水質は導電率が低く懸濁固形分が鉄錆を主体とするクラッドであることから、デカント水中のクラッドを回収する方式としてろ過方式を採用することができる。 Further, since the water quality of the decant water is low in conductivity and the suspended solid content is clad mainly composed of iron rust, a filtration method can be adopted as a method for recovering the clad in the decant water.
また、デカント水のろ過方式としてクロスフローろ過方式を採用したことにより以下の効果がある。すなわち、廃液中の懸濁固形分のろ過方式としては例えばLCWろ過装置14として採用しているワンススルーろ過方式の中空糸膜フィルターがあるが、ろ過面における捕捉固形物量に応じて処理能力回復のため逆洗を行う必要があることから、固形分濃度が50ppm以下程度の廃液処理が目安となる。従って、デカント水のように固形物濃度が最大500ppm程度の廃液を処理する場合には頻繁に逆洗を行う必要が生じる。これに比較してクロスフローろ過方式は、固形物濃度が高い場合にも安定した処理が行える。クロスフローろ過方式は、ろ過膜表面に平行に原液を流しつつろ過を行う方式で、懸濁微粒子を除去された清澄なろ液は次工程へ移送され、濃縮液は原液側へ回収される。クロスフローろ過方式では、ろ過膜表面に平行な原液の流れによるせんだん力によってろ過面に堆積するろ過ケークが除去され、ろ過ケークの形成が最小に保たれる。このため、固形分濃度が高い廃液を処理した場合でも、比較的ろ過面の目詰まりが少なく、長期間にわたって高効率のろ過が可能となる。その結果、デカント水中に浮遊クラッドが混入しても、清澄なろ過処理液のみがLCW収集槽12へ移送されることとなり、LCWろ過装置14へのクラッド負荷はなくなり、ろ過面の逆洗頻度の低減、つまり無用な洗浄排水の発生を防ぐことができる。
Moreover, there are the following effects by adopting the cross flow filtration method as the decant water filtration method. That is, as a method for filtering suspended solids in the waste liquid, there is a once-through filtration type hollow fiber membrane filter adopted as the
沈降分離槽8に、比較的高線量のCUWろ過脱塩装置5の樹脂8と復水ろ過装置3の比較低線量率で難沈降性クラッドが存在しデカント水が両者の混在した場合、比較的高放射能濃度であり、長期間放射能を減衰させる必要があるが、本実施形態では、復水ろ過装置3の比較低線量率のクラッドを沈降分離槽8に入れることなく、CF逆洗水タンク50及びCF逆洗水濃縮タンク52に設置したクロスフロー式ろ過器24により除去濃縮することにより、沈降分離槽8には難沈降性クラッドを持ち込むことなく、デカント水の水質維持の確保が可能となり、且つ、濃縮した高濃度のクラッドは、放射線量率が低い事より長期間の放射能減衰の必要が無く、直接固化処理が可能となる。デカント水をHCW濃縮処理した場合にも微細クラッドが混入されていないことから微細クラッドによるキャリーオーバーの問題も無く、沈降分離槽8を増容量することなくスラッジの貯蔵保管が可能となる。
If the
1…原子炉
2…主復水器
3…復水ろ過装置
4…復水脱塩装置
5…原子炉冷却材ろ過脱塩装置
6…復水ろ過装置逆洗水
7…使用済樹脂
8…CUW沈降分離槽
9…沈降分離槽上澄み水(デカント水)
10…デカントポンプ
11…LCW系統廃液
12…LCW収集槽
13…LCW収集ポンプ
14…LCWろ過装置
15…LCW脱塩装置
16…LCWサンプル槽
17…LCWサンプルポンプ
18…復水貯蔵槽
19…復水移送ポンプ
20…LCWろ過装置逆洗水
21…ポンプ
22…沈降スラッジ
23…スラッジ抜出しポンプ
24…クロスフローろ過装置
25…濃縮液
26…ろ過液
50…CF逆洗水タンク
51…CF逆洗水ポンプ
52…CF逆洗水濃縮タンク
DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ...
DESCRIPTION OF
Claims (2)
該沈降分離槽とは別体に設けられ、復水ろ過装置の逆洗水を受け入れ、難沈降性の懸濁固形分を沈降分離する逆洗水受タンクと、
該逆洗水受タンクに備えられ、前記逆洗水受タンク内の液体をろ過分離するろ過装置とを備え、
前記沈降分離槽の上澄み液及び前記ろ過装置のろ過水をLCW収集タンクに戻し、前記ろ過装置の濃縮液を前記ろ過装置に戻すことを特徴とする放射性廃液処理装置。 A sedimentation separation tank for separating insoluble components from the CUW filtration desalination apparatus from the liquid by sedimentation;
A backwash water receiving tank that is provided separately from the settling tank, receives backwash water from a condensate filtration device, and settles and separates difficult-to-settle suspended solids
Provided in the backwash water receiving tank, and a filtration device for filtering and separating the liquid in the backwash water receiving tank,
A radioactive liquid waste treatment apparatus, wherein the supernatant liquid of the sedimentation separation tank and the filtrate of the filtration device are returned to the LCW collection tank, and the concentrate of the filtration device is returned to the filtration device.
前記ろ過装置として、クロスフロー方式のろ過装置を用いることを特徴とする放射性廃液処理装置。 In the radioactive liquid waste processing apparatus of Claim 1,
A radioactive waste liquid treatment apparatus using a cross flow filtration apparatus as the filtration apparatus.
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