JPH0315998B2 - - Google Patents
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- JPH0315998B2 JPH0315998B2 JP58167127A JP16712783A JPH0315998B2 JP H0315998 B2 JPH0315998 B2 JP H0315998B2 JP 58167127 A JP58167127 A JP 58167127A JP 16712783 A JP16712783 A JP 16712783A JP H0315998 B2 JPH0315998 B2 JP H0315998B2
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- heat exchanger
- reactor
- intermediate heat
- reactor vessel
- sodium
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type 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
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明は、タンク型高速増殖炉に関する。
従来のタンク型高速増殖炉の縦断面およびホツ
トプールにおける水平断面をそれぞれ第１図およ
び第２図に示す。
トプールにおける水平断面をそれぞれ第１図およ
び第２図に示す。
本高速増殖炉は、１次系冷却材が充填された原
子炉容器１およびルーフスラブ４により構成され
る密封容器内に、炉心２、炉心支持構造１１、１
次系冷却材（ナトリウム）を強制循環させるため
の循環ポンプ５および１次系冷却材と２次系冷却
材（ナトリウム）との熱交換を目的とした中間熱
交換器８を内包している。
子炉容器１およびルーフスラブ４により構成され
る密封容器内に、炉心２、炉心支持構造１１、１
次系冷却材（ナトリウム）を強制循環させるため
の循環ポンプ５および１次系冷却材と２次系冷却
材（ナトリウム）との熱交換を目的とした中間熱
交換器８を内包している。
コールドプール３の１次系冷却材である低温ナ
トリウムは、ルーフスラブ４より吊り下げられた
循環ポンプ５に吸い込まれ、加圧されて高圧プレ
ナム６内に導びかれる。その後、炉心２を通つて
高温となつたナトリウムはホツトプール７に至
り、ルーフスラブ４に吊り下げられた中間熱交換
器８の開口９より中間熱交換器８内へ導入され
る。このナトリウムは、中間熱交換器内で、蒸気
発生器から供給される低温の２次系冷却材（図示
せず）を加熱することにより温度を下げ、低温と
なつてコールドプール３に戻る。
トリウムは、ルーフスラブ４より吊り下げられた
循環ポンプ５に吸い込まれ、加圧されて高圧プレ
ナム６内に導びかれる。その後、炉心２を通つて
高温となつたナトリウムはホツトプール７に至
り、ルーフスラブ４に吊り下げられた中間熱交換
器８の開口９より中間熱交換器８内へ導入され
る。このナトリウムは、中間熱交換器内で、蒸気
発生器から供給される低温の２次系冷却材（図示
せず）を加熱することにより温度を下げ、低温と
なつてコールドプール３に戻る。
原子炉容器１の直径は、おおむね高速増殖炉の
発電容量から決まる炉心寸法および燃料交換のた
めの回転プラグ１２の直径に、要求される交換熱
量を満足する中間熱交換器８の直径あるいは、要
求される流量および吐出圧力を満足する循環ポン
プ５の直径を加え合せることにより決定される。
発電容量から決まる炉心寸法および燃料交換のた
めの回転プラグ１２の直径に、要求される交換熱
量を満足する中間熱交換器８の直径あるいは、要
求される流量および吐出圧力を満足する循環ポン
プ５の直径を加え合せることにより決定される。
また、１次系冷却材のナトリウムは通常500〜
550℃の高温で運転されるので、構造物の寿命中
の健全性を確保し、信頼性を向上させるため、炉
心支持構造１１より上方で原子炉容器１の側壁付
近には、隔壁１０を設けている。
550℃の高温で運転されるので、構造物の寿命中
の健全性を確保し、信頼性を向上させるため、炉
心支持構造１１より上方で原子炉容器１の側壁付
近には、隔壁１０を設けている。
このようなタンク型高速増殖炉においては、原
子炉容器を小型化することが望まれている。
子炉容器を小型化することが望まれている。
タンク型高速増殖炉を原子炉容器内の機器に極
力無理がかから無い様にして小型化することにあ
る。
力無理がかから無い様にして小型化することにあ
る。
本発明は、従来の円筒形中間熱交換器の周辺の
無駄スペース（第２図の斜線部分）に着目し、こ
の部分の有効利用をその部分に装備される機器に
極力無理を加え無い様にしながら行ない原子炉容
器直径を縮小するものである。これを達成するた
めに、本願発明では、原子炉容器と、前記原子炉
容器の上部に取付けられたルーフスラブと、前記
原子炉容器内に設置された炉心と、前記原子炉容
器内で前記炉心の周囲の同一円周上に配置された
複数の中間熱交換器および循環ポンプとからなる
タンク型高速増殖炉において、前記中間熱交換器
の各伝熱管の装備領域の横断面を四辺形状にし、
前記各伝熱管が取り付く前記中間熱交換器の管板
に前記各伝熱管への流量の調整オリフイスを設
け、前記各伝熱管への流量均一化構成を備えたこ
とを特徴とするタンク型高速増殖炉の構成を取
り、その構成により伝熱管の装備領域が四辺形領
域になつて原子炉容器内への伝熱管の充填効率が
向上して炉形が小型化すると共に、四辺形状の伝
熱管領域であることにより生じやすい各伝熱管へ
の流量不均一化を調整オリフイスにより均一方向
に修正して中間熱交換器に無理な熱応力を加えな
いようにしてその高速増殖炉の小型化を現実的な
ものにすることが出来るものである。
無駄スペース（第２図の斜線部分）に着目し、こ
の部分の有効利用をその部分に装備される機器に
極力無理を加え無い様にしながら行ない原子炉容
器直径を縮小するものである。これを達成するた
めに、本願発明では、原子炉容器と、前記原子炉
容器の上部に取付けられたルーフスラブと、前記
原子炉容器内に設置された炉心と、前記原子炉容
器内で前記炉心の周囲の同一円周上に配置された
複数の中間熱交換器および循環ポンプとからなる
タンク型高速増殖炉において、前記中間熱交換器
の各伝熱管の装備領域の横断面を四辺形状にし、
前記各伝熱管が取り付く前記中間熱交換器の管板
に前記各伝熱管への流量の調整オリフイスを設
け、前記各伝熱管への流量均一化構成を備えたこ
とを特徴とするタンク型高速増殖炉の構成を取
り、その構成により伝熱管の装備領域が四辺形領
域になつて原子炉容器内への伝熱管の充填効率が
向上して炉形が小型化すると共に、四辺形状の伝
熱管領域であることにより生じやすい各伝熱管へ
の流量不均一化を調整オリフイスにより均一方向
に修正して中間熱交換器に無理な熱応力を加えな
いようにしてその高速増殖炉の小型化を現実的な
ものにすることが出来るものである。
本発明の一実施例を第３図、第４図、第５図に
示す。
示す。
本実施例は、従来の中間熱交換器周辺部の無駄
スペースを有効利用するために、水平方向の断面
形状を第４図に示すような四辺形とした中間熱交
換器１５を炉心２の周囲で循環ポンプ５の間に配
置したものである。これにより、原子炉容器の直
径を決定するに当つて支配的要因となつていた中
間熱交換器の直径を小さくすることが出来る。
スペースを有効利用するために、水平方向の断面
形状を第４図に示すような四辺形とした中間熱交
換器１５を炉心２の周囲で循環ポンプ５の間に配
置したものである。これにより、原子炉容器の直
径を決定するに当つて支配的要因となつていた中
間熱交換器の直径を小さくすることが出来る。
原子炉容器１の半径方向における中間熱交換器
１５の幅は、循環ポンプ５の直径と実質的に同じ
である。中間熱交換器１５は、、原子炉容器１内
に設置された同心円状の円筒２７と円筒２８の間
に形成される環状の領域に、循環ポンプ５および
燃料交換シユート１３を避けて配置される。循環
ポンプ５も、その環状領域内に配置される。。さ
らに、外側の円筒２７が存在するので、炉心２か
ら放出された高温の液体ナトリウムが原子炉容器
１と接触しない構造になつている。円筒２８に
は、ナトリウムを中間熱交換器１５内に導入する
開口が設けられている。また、第５図は中間熱交
換器１５の構造を示している。中間熱交換器１５
部は、２次冷却系ナトリウムの出入口部を構成す
る円筒１４によつてルーフスラブ４に固定されて
いる。円筒１４は四辺形状の上面支持板２５に取
付けられる。この上面支持板２５は同じ四辺形状
の上管板１７に取付けられる。上面支持板２５内
には、１次系冷却材のナトリウムと熱交換されて
高温になつた２次冷却系のナトリウムを集める上
部ヘツダが構成されている。また上管板１７に取
付けられた多数の伝熱管１８は、上管板１７に合
わせて四辺形状に束ねられる。この管束を外筒１
９で囲い、四辺形断面を有する四角柱を構成して
いる。伝熱管１８の下端は四辺形状の下管板２１
に取付けられる。下管板２２は分配用抵抗板２２
に取付けられる。
１５の幅は、循環ポンプ５の直径と実質的に同じ
である。中間熱交換器１５は、、原子炉容器１内
に設置された同心円状の円筒２７と円筒２８の間
に形成される環状の領域に、循環ポンプ５および
燃料交換シユート１３を避けて配置される。循環
ポンプ５も、その環状領域内に配置される。。さ
らに、外側の円筒２７が存在するので、炉心２か
ら放出された高温の液体ナトリウムが原子炉容器
１と接触しない構造になつている。円筒２８に
は、ナトリウムを中間熱交換器１５内に導入する
開口が設けられている。また、第５図は中間熱交
換器１５の構造を示している。中間熱交換器１５
部は、２次冷却系ナトリウムの出入口部を構成す
る円筒１４によつてルーフスラブ４に固定されて
いる。円筒１４は四辺形状の上面支持板２５に取
付けられる。この上面支持板２５は同じ四辺形状
の上管板１７に取付けられる。上面支持板２５内
には、１次系冷却材のナトリウムと熱交換されて
高温になつた２次冷却系のナトリウムを集める上
部ヘツダが構成されている。また上管板１７に取
付けられた多数の伝熱管１８は、上管板１７に合
わせて四辺形状に束ねられる。この管束を外筒１
９で囲い、四辺形断面を有する四角柱を構成して
いる。伝熱管１８の下端は四辺形状の下管板２１
に取付けられる。下管板２２は分配用抵抗板２２
に取付けられる。
分配用抵抗板２２内に、２次ナトリウム入口配
管１４Ａからのナトリウムを伝熱管１８内に導く
下部ヘツダが構成される。下管板２１および分配
用抵抗板２２の側面に設けられた溝２４は、１次
冷却系のナトリウムの通路になつている。１次冷
却系のナトリウムの出口管２６を有する下面支持
板２３は、分配用抵抗板２２の下方でそれとの間
に空間を介在させて配置され、外筒１９の下端に
取付けられる。下管板２１および分配用抵抗板２
２の側面は、外筒１９により取囲まれている。中
間熱交換器１５の熱応力低減のために各伝熱管内
に均一に２次冷却系ナトリウムを流す必要があ
る。これを実現するため、円筒１４内に設置され
た２次ナトリウム入口配管１４Ａから上管板１７
への出口までの流動抵抗が等しくなるよう下管板
２１および上管板１７に調整オリフイスを設け
る。
管１４Ａからのナトリウムを伝熱管１８内に導く
下部ヘツダが構成される。下管板２１および分配
用抵抗板２２の側面に設けられた溝２４は、１次
冷却系のナトリウムの通路になつている。１次冷
却系のナトリウムの出口管２６を有する下面支持
板２３は、分配用抵抗板２２の下方でそれとの間
に空間を介在させて配置され、外筒１９の下端に
取付けられる。下管板２１および分配用抵抗板２
２の側面は、外筒１９により取囲まれている。中
間熱交換器１５の熱応力低減のために各伝熱管内
に均一に２次冷却系ナトリウムを流す必要があ
る。これを実現するため、円筒１４内に設置され
た２次ナトリウム入口配管１４Ａから上管板１７
への出口までの流動抵抗が等しくなるよう下管板
２１および上管板１７に調整オリフイスを設け
る。
炉心２から吐出された高温ナトリウムは、円筒
２８に設けられた開口さらに中間熱交換器１５の
外筒１９に設けられた開口２７を介して外筒１９
内に流入する。そして、このナトリウムは、外筒
１９内で伝熱管１８の外側を流下して溝２４を通
つて分配用抵抗板２２と下面支持板２３との間の
空間に達し、出口管２６を通つてコールドプール
３へと導かれる。一方、蒸気発生器（図示せず）
より吐出された２次冷却系の低温のナトリウム
は、２次ナトリウム入口配管１４Ａおよび分配用
抵抗板２２内の下部ヘツダを介して各々の伝熱管
１８内に分配される。２次冷却系のナトリウム
は、伝熱管１８内を上昇する間に伝熱管１８の外
側を流れる１次冷却系のナトリウムによつて加熱
される。高温になつた２次冷却系のナトリウム
は、上面支持板２５内の上部ヘツダに吐出され、
さらに円筒１４と２次ナトリウム入口配管１４Ａ
との間の環状通路を介して蒸気発生器へと戻され
る。
２８に設けられた開口さらに中間熱交換器１５の
外筒１９に設けられた開口２７を介して外筒１９
内に流入する。そして、このナトリウムは、外筒
１９内で伝熱管１８の外側を流下して溝２４を通
つて分配用抵抗板２２と下面支持板２３との間の
空間に達し、出口管２６を通つてコールドプール
３へと導かれる。一方、蒸気発生器（図示せず）
より吐出された２次冷却系の低温のナトリウム
は、２次ナトリウム入口配管１４Ａおよび分配用
抵抗板２２内の下部ヘツダを介して各々の伝熱管
１８内に分配される。２次冷却系のナトリウム
は、伝熱管１８内を上昇する間に伝熱管１８の外
側を流れる１次冷却系のナトリウムによつて加熱
される。高温になつた２次冷却系のナトリウム
は、上面支持板２５内の上部ヘツダに吐出され、
さらに円筒１４と２次ナトリウム入口配管１４Ａ
との間の環状通路を介して蒸気発生器へと戻され
る。
第６図に、円形断面の中間熱交換器８と四辺形
の中間熱交換器１５の断面の概略を示す。回転プ
ラグ１２の直径をD1、中間熱交換器８の直径を
D0とすれば、従来のタンク型高速増殖炉におけ
る原子炉容器の直径D2は、おおむね D2＝D1＋D0 となる。これに対し、中間熱交換器１５を採用す
ると、各々の中間熱交換器の高さが等しいという
条件下で、同一の熱交換量を得るには、中間熱交
換器８と中間熱交換器１５の断面積を等しくすれ
ばよいことから、本実施例における原子炉容器の
直径D3′は π／４D2/0＝１／２・π／６ （D2/3−D2/1） なる式で表わされる。従つて、D3は D3＝√32/0＋2/1 となる。これにより、どの程度原子炉容器１の直
径を縮小出来るかを検討した。
の中間熱交換器１５の断面の概略を示す。回転プ
ラグ１２の直径をD1、中間熱交換器８の直径を
D0とすれば、従来のタンク型高速増殖炉におけ
る原子炉容器の直径D2は、おおむね D2＝D1＋D0 となる。これに対し、中間熱交換器１５を採用す
ると、各々の中間熱交換器の高さが等しいという
条件下で、同一の熱交換量を得るには、中間熱交
換器８と中間熱交換器１５の断面積を等しくすれ
ばよいことから、本実施例における原子炉容器の
直径D3′は π／４D2/0＝１／２・π／６ （D2/3−D2/1） なる式で表わされる。従つて、D3は D3＝√32/0＋2/1 となる。これにより、どの程度原子炉容器１の直
径を縮小出来るかを検討した。
回転プラグ１２の直径D1が16mで、
中間熱交換器の直径D0が4mである。
の場合、従来のタンク型高速増殖炉においては、
原子炉容器の直径D2は、 D2＝16＋４＝20m となる。本実施例によれば、原子炉容器の直径
D3は、 D3′＝√３×42＋142＝17.4m となり、87％に小型化出来たことになる。
原子炉容器の直径D2は、 D2＝16＋４＝20m となる。本実施例によれば、原子炉容器の直径
D3は、 D3′＝√３×42＋142＝17.4m となり、87％に小型化出来たことになる。
本実施例によれば、上述のように原子炉容器を
小型化出来るので下記の効果がある。
小型化出来るので下記の効果がある。
１ 原子炉構造ひいては、建物の構造材が削減出
来る。
来る。
２ 原子炉構造および建物のスペースを削減出来
る。
る。
３ 小型化による原子炉構造の剛性増加および軽
量化による地震時の変形量の低減および発生応
力を低減出来る。
量化による地震時の変形量の低減および発生応
力を低減出来る。
４ 原子炉容器の小型化により熱応力を低減出来
る。
る。
５ 何らかの原因で原子炉がスクラムした場合、
本実施例によれば、中間熱交換器とポンプを円
周に配置しこれらを密に結合させ、炉心から出
た高温ナトリウムを内周プールに収め、原子炉
容器壁に接触しない構造を形成するため原子炉
容器壁の熱衝撃を緩和することができる。
本実施例によれば、中間熱交換器とポンプを円
周に配置しこれらを密に結合させ、炉心から出
た高温ナトリウムを内周プールに収め、原子炉
容器壁に接触しない構造を形成するため原子炉
容器壁の熱衝撃を緩和することができる。
６ 本実施例の構造では高温ナトリウムを内周部
に封じ込めることができるため原子炉容器が低
温領域での配置となり信頼性が向上する。
に封じ込めることができるため原子炉容器が低
温領域での配置となり信頼性が向上する。
７ 本実施例によると、伝熱管充填領域の水平横
断面が四辺形状に成つてその充填領域に充填さ
れた各伝熱管と中央の入り口配管１４Ａとの距
離がその四辺形状の辺と平行方向と対角線方向
とで大きく異なり２次ナトリウムの流量の均一
配分化が行ないにくいところ、流量調整オリフ
イスにより各伝熱管への２次ナトリウムの流量
配分が均一に調整されて、中間熱交換器に無理
な熱応力を加えないで炉形の小型が成される。
断面が四辺形状に成つてその充填領域に充填さ
れた各伝熱管と中央の入り口配管１４Ａとの距
離がその四辺形状の辺と平行方向と対角線方向
とで大きく異なり２次ナトリウムの流量の均一
配分化が行ないにくいところ、流量調整オリフ
イスにより各伝熱管への２次ナトリウムの流量
配分が均一に調整されて、中間熱交換器に無理
な熱応力を加えないで炉形の小型が成される。
本発明によれば、中間熱交換器の無理な熱応力
を加えないで炉形の小型が成されるという効果が
得られる。
を加えないで炉形の小型が成されるという効果が
得られる。
第１図は従来のタンク型高速増殖炉の縦断面
図、第２図は第１図の−断面図、第３図は本
発明の好適な一実施例であるタンク型高速増殖炉
の縦断面図、第４図は第３図の−断面図、第
５図は第３図に示す中間熱交換器の詳細構造図、
第６図ＡおよびＢは第２図および第４図に示す中
間熱交換器の水平断面の説明図である。 １……原子炉容器、２……炉心、３……コール
ドプール、４……ルーフスラブ、５……循環ポン
プ、７……ホツトプール、１０……隔壁、１１…
…炉心支持構造、１５……中間熱交換器、２７，
２８……円筒。
図、第２図は第１図の−断面図、第３図は本
発明の好適な一実施例であるタンク型高速増殖炉
の縦断面図、第４図は第３図の−断面図、第
５図は第３図に示す中間熱交換器の詳細構造図、
第６図ＡおよびＢは第２図および第４図に示す中
間熱交換器の水平断面の説明図である。 １……原子炉容器、２……炉心、３……コール
ドプール、４……ルーフスラブ、５……循環ポン
プ、７……ホツトプール、１０……隔壁、１１…
…炉心支持構造、１５……中間熱交換器、２７，
２８……円筒。
Claims (1)
- １ 原子炉容器と、前記原子炉容器の上部に取付
けられたルーフスラブと、前記原子炉容器内に設
置された炉心と、前記原子炉容器内で前記炉心の
周囲の同一円周上に配置された複数の中間熱交換
器および循環ポンプとからなるタンク型高速増殖
炉において、前記中間熱交換器の各伝熱管の装備
領域の横断面を四辺形状にし、前記各伝熱管が取
り付く前記中間熱交換器の管板に前記各伝熱管へ
の流量の調整オリフイスを設け、前記各伝熱管へ
の流量均一化構成を備えたことを特徴とするタン
ク型高速増殖炉。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58167127A JPS6057290A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | タンク型高速増殖炉 |
| EP84110622A EP0143916A1 (en) | 1983-09-08 | 1984-09-06 | Tank type fast breeder reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58167127A JPS6057290A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | タンク型高速増殖炉 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6057290A JPS6057290A (ja) | 1985-04-03 |
| JPH0315998B2 true JPH0315998B2 (ja) | 1991-03-04 |
Family
ID=15843931
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58167127A Granted JPS6057290A (ja) | 1983-09-08 | 1983-09-08 | タンク型高速増殖炉 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0143916A1 (ja) |
| JP (1) | JPS6057290A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6051496U (ja) * | 1983-09-19 | 1985-04-11 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉 |
| JP2003063316A (ja) * | 2001-08-23 | 2003-03-05 | Sony Corp | 車両ドア用スピーカ装置 |
Family Cites Families (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR1466741A (fr) * | 1966-01-31 | 1967-01-20 | English Electric Co Ltd | Réacteur nucléaire |
| FR2096841B1 (ja) * | 1970-07-06 | 1974-12-20 | Babcock Atlantique Sa | |
| FR2490862B1 (fr) * | 1980-09-19 | 1985-08-30 | Novatome | Reacteur nucleaire a echangeurs de chaleur integres |
-
1983
- 1983-09-08 JP JP58167127A patent/JPS6057290A/ja active Granted
-
1984
- 1984-09-06 EP EP84110622A patent/EP0143916A1/en not_active Withdrawn
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6057290A (ja) | 1985-04-03 |
| EP0143916A1 (en) | 1985-06-12 |
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