JPS5977392A - 原子炉燃料棒の処理方法 - Google Patents
原子炉燃料棒の処理方法Info
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- JPS5977392A JPS5977392A JP58141783A JP14178383A JPS5977392A JP S5977392 A JPS5977392 A JP S5977392A JP 58141783 A JP58141783 A JP 58141783A JP 14178383 A JP14178383 A JP 14178383A JP S5977392 A JPS5977392 A JP S5977392A
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- Japan
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- cladding tube
- nuclear fuel
- cladding
- fuel material
- nuclear
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
-
- 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
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- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
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- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Catalysts (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、核燃料物質が被覆管の中に入っている原子炉
燃料棒な核燃料物質から被覆管を除去して処理する方法
に関する。
燃料棒な核燃料物質から被覆管を除去して処理する方法
に関する。
かかる方法は英国特許第１０９７５９７号明到書で知ら
れている。この方法で処理すべき原子炉燃料棒は、その
中に核燃料物質としてウラン金属体が入っているマグネ
シウム合金製の被覆管な有している。そ力抜覆管はシュ
レッダ設備の中で高周波電流によって加熱され、それに
よって拡管されかつやわらかくされ、続いてシュレッダ
シリンダ如よってウラン金属体から削り取られる。この
場合燃料棒は／ユレツダ設備θ）中でその被覆管の円筒
面が互に平行な２本のシュレッダシリンダの間にあり、
これらのシュレッダシリンダはその外周面に切削フ：Ｊ
を何し、長手軸心を中心として回転する燃料棒θ）この
長手軸心に沿って案内される。
れている。この方法で処理すべき原子炉燃料棒は、その
中に核燃料物質としてウラン金属体が入っているマグネ
シウム合金製の被覆管な有している。そ力抜覆管はシュ
レッダ設備の中で高周波電流によって加熱され、それに
よって拡管されかつやわらかくされ、続いてシュレッダ
シリンダ如よってウラン金属体から削り取られる。この
場合燃料棒は／ユレツダ設備θ）中でその被覆管の円筒
面が互に平行な２本のシュレッダシリンダの間にあり、
これらのシュレッダシリンダはその外周面に切削フ：Ｊ
を何し、長手軸心を中心として回転する燃料棒θ）この
長手軸心に沿って案内される。
シュレッダ設備内において被覆管を除去した後、ウラン
金属体は化学的に再処理される。
金属体は化学的に再処理される。
特圧照射済み（使用済み）の燃ンに＋棒は不規則に変形
してしまっているので、被覆管材料もウラン金属体と一
緒に化学的な再処理工程に送られることは防止できない
。また被覆管を切削する際に生ずる切削片に核燃料物質
が付着したままとなり。
してしまっているので、被覆管材料もウラン金属体と一
緒に化学的な再処理工程に送られることは防止できない
。また被覆管を切削する際に生ずる切削片に核燃料物質
が付着したままとなり。
この切削片は大きな経費をかげなげれば核燃料物質から
分離できない。
分離できない。
本発明の目的は、少くとも被覆管から分離された核燃料
物質の中に被覆管材料が全く存在しないよ’Ｉｃ、原子
炉燃料棒の被覆管を核燃料物質から除去することにある
。
物質の中に被覆管材料が全く存在しないよ’Ｉｃ、原子
炉燃料棒の被覆管を核燃料物質から除去することにある
。
本発明によればこの目的は、冒頭に述べた形式の方法に
おいて、気密に閉鎖された状態にある被覆管をその中１
′ｃある核燃料物質と一緒に、被覆管 。
おいて、気密に閉鎖された状態にある被覆管をその中１
′ｃある核燃料物質と一緒に、被覆管 。
に亀裂が生ずることなしに核燃料物質とＭｌ覆管との間
隔が増加した状態において被覆管の直径が広がったまま
となるように均一に加熱し、続いてこの広がった被覆管
の一端を開き、次に核燃料物質を開かれた被覆管から取
り出し、被覆管から離して再処理することによって達成
される。
隔が増加した状態において被覆管の直径が広がったまま
となるように均一に加熱し、続いてこの広がった被覆管
の一端を開き、次に核燃料物質を開かれた被覆管から取
り出し、被覆管から離して再処理することによって達成
される。
金属製の被覆管の拡管は、気密（Ｃ閉鎖された被覆管の
中にあるガスの圧力が加熱圧よって高められることによ
って支援される。たとえば原子炉の中で燃焼された原子
炉燃料集合体から出てくる照射済み原子炉燃料棒の場合
、この加熱されるガスはガス状の核分裂生成物である。
中にあるガスの圧力が加熱圧よって高められることによ
って支援される。たとえば原子炉の中で燃焼された原子
炉燃料集合体から出てくる照射済み原子炉燃料棒の場合
、この加熱されるガスはガス状の核分裂生成物である。
被覆管が広がったままになることによって、燃焼によっ
て生じてしまう核燃料物質と被覆管内壁との間の接続箇
所は断ち切られ、たとえば（Ｕ／Ｐｕｔ）０□−混合結
晶体からなる核燃料物質θ）ような酸化物、すなわちセ
ラミック核燃料物質は、被覆管の開か′ｉｔだ端部から
重力で容易にふるい出せ、被覆管から分離できる。この
ために燃焼された原子炉燃料集合体を予め分解したり、
ないしはかかる原子炉燃料集合体から照射済み燃料棒を
予め分解する必要がなくなる。
て生じてしまう核燃料物質と被覆管内壁との間の接続箇
所は断ち切られ、たとえば（Ｕ／Ｐｕｔ）０□−混合結
晶体からなる核燃料物質θ）ような酸化物、すなわちセ
ラミック核燃料物質は、被覆管の開か′ｉｔだ端部から
重力で容易にふるい出せ、被覆管から分離できる。この
ために燃焼された原子炉燃料集合体を予め分解したり、
ないしはかかる原子炉燃料集合体から照射済み燃料棒を
予め分解する必要がなくなる。
このようにして被覆管から取り出された核燃料物質は全
く被覆管材料を含まず、特にセラミック核・燃料物質を
対象とする場合、非常に細かく粉砕でき、そｉｔによっ
てこの核燃料物質の溶剤にオける溶解性およびその搬送
性がかなり改善さ１する。
く被覆管材料を含まず、特にセラミック核・燃料物質を
対象とする場合、非常に細かく粉砕でき、そｉｔによっ
てこの核燃料物質の溶剤にオける溶解性およびその搬送
性がかなり改善さ１する。
取り出された核燃料物質の中には被覆管材料すなわちた
とえばジルコニウムが全くないので、この核燃料物質は
更に溶解性を良くするために特に高温で溶剤に溶解でき
る。一般に被覆管材料としてたとえばジルコニウム合金
のような金属が対象となり、この金属は、一般に酸類た
とえば硝酸であるような特に高温の溶剤においてこの溶
剤と有害な水素の強力な化合のもとで反応する。更に被
覆管の粉砕の際に生ずる破片の発火の危険はない。
とえばジルコニウムが全くないので、この核燃料物質は
更に溶解性を良くするために特に高温で溶剤に溶解でき
る。一般に被覆管材料としてたとえばジルコニウム合金
のような金属が対象となり、この金属は、一般に酸類た
とえば硝酸であるような特に高温の溶剤においてこの溶
剤と有害な水素の強力な化合のもとで反応する。更に被
覆管の粉砕の際に生ずる破片の発火の危険はない。
照射済みの原子炉燃料棒を対象とする場合、空だされた
被覆管は平らに押しつぶされ、別の平らに押しつぶさｉ
ｔだ被覆管と一緒に圧搾さオｔ、容積を縮小した状態で
最終貯蔵所に送られる。原子炉の運転中において核分裂
生成物として生ずるトリウムは、前述の熱処理において
たとえばジルコニウムから成る被覆管材料の中にほとん
ど拡散され、すなわち実質的に照射済み燃料棒の核燃料
物質θ）中に（ま存在せず、むしろこの照射済み燃料棒
の被覆管材料の中に存在し、この被覆管材料と一緒に問
題なしに貯蔵される。従って溶解された核燃料物質から
のトリウムの除去は、少くとも従来はどには必要でない
。
被覆管は平らに押しつぶされ、別の平らに押しつぶさｉ
ｔだ被覆管と一緒に圧搾さオｔ、容積を縮小した状態で
最終貯蔵所に送られる。原子炉の運転中において核分裂
生成物として生ずるトリウムは、前述の熱処理において
たとえばジルコニウムから成る被覆管材料の中にほとん
ど拡散され、すなわち実質的に照射済み燃料棒の核燃料
物質θ）中に（ま存在せず、むしろこの照射済み燃料棒
の被覆管材料の中に存在し、この被覆管材料と一緒に問
題なしに貯蔵される。従って溶解された核燃料物質から
のトリウムの除去は、少くとも従来はどには必要でない
。
被覆管から取り出された核燃料物質がオートクレーブの
中で硝酸に溶解されると良い。かかるオ−トクレープに
おいて、溶けにくい（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ□−混合拮晶体の溶
慣もｆ−きる。
中で硝酸に溶解されると良い。かかるオ−トクレープに
おいて、溶けにくい（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ□−混合拮晶体の溶
慣もｆ−きる。
たとえば高速増殖炉の燃焼された燃料集合体の燃料イ°
やにおいて特に見られるよって、照射済みの原子炉燃料
棒の核燃料物質は酸化物の形で非常に沢山のルテニウム
、パラジウムおよびないしロジウムを含んでいるので、
溶解された核燃料物質からこの高放射性の化学敗金属化
合物を分離するために、被覆管から取り出された核燃料
物質がオートクレーブθ）中で酸素含有雰囲気中で溶解
され、特にルテニウムと別の貴金属並びに核分裂生成ガ
スの揮発性酸素化合物がホードクレープσ）雰囲気から
コールドトラップによって分離されると良い。
やにおいて特に見られるよって、照射済みの原子炉燃料
棒の核燃料物質は酸化物の形で非常に沢山のルテニウム
、パラジウムおよびないしロジウムを含んでいるので、
溶解された核燃料物質からこの高放射性の化学敗金属化
合物を分離するために、被覆管から取り出された核燃料
物質がオートクレーブθ）中で酸素含有雰囲気中で溶解
され、特にルテニウムと別の貴金属並びに核分裂生成ガ
スの揮発性酸素化合物がホードクレープσ）雰囲気から
コールドトラップによって分離されると良い。
以下図面ば示す実施例に基づいて本発明の詳細な説明す
る。
る。
図面は原子炉の中で照射された原子炉燃料棒２を示し、
これは約１５０ Ｑｙ−の長さと約１４５ ＋ｆｓの直
径を有している。この燃料棒２はジルコニウム合金（ジ
ルカロイ）製で肉厚がＱ、’５ ａｍの被覆管３を有し
ている。この被覆管３は両端が終端プラグ４．５で閉鎖
され、これらの終端プラグ４．５は同様にジルコニウム
合金（ジルカロイ）で作られ、被覆管３に溶接されてい
る。被覆管２の中？こは主に（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ，混合酸化
物から成るセラミック製の核燃料ベレット６がある。こ
れらのベレット６は支圧放射性の核分裂生成物を含んで
いる。
これは約１５０ Ｑｙ−の長さと約１４５ ＋ｆｓの直
径を有している。この燃料棒２はジルコニウム合金（ジ
ルカロイ）製で肉厚がＱ、’５ ａｍの被覆管３を有し
ている。この被覆管３は両端が終端プラグ４．５で閉鎖
され、これらの終端プラグ４．５は同様にジルコニウム
合金（ジルカロイ）で作られ、被覆管３に溶接されてい
る。被覆管２の中？こは主に（Ｕ／Ｐｕ）Ｏ，混合酸化
物から成るセラミック製の核燃料ベレット６がある。こ
れらのベレット６は支圧放射性の核分裂生成物を含んで
いる。
更に被覆管３の中には鋼製の圧縮ばね７もある。
また気密に閉じられた被覆管３の内部室は、ヘリウムか
ら成る保護ガスおよびガス状の核分裂生成物も充満され
ている。
ら成る保護ガスおよびガス状の核分裂生成物も充満され
ている。
燃料棒２を処理するために、この燃料棒２は気密に閉鎖
された被覆管３でマツフル炉の中で３時間に亘り１２０
０℃の温度で加熱される。この加熱は被覆管３を長手方
向に流れる電流によっても行なえる。この加熱によって
被覆管３に亀裂が生ずることなしに、被覆管３の直径が
平均で１０係だけ広がる。
された被覆管３でマツフル炉の中で３時間に亘り１２０
０℃の温度で加熱される。この加熱は被覆管３を長手方
向に流れる電流によっても行なえる。この加熱によって
被覆管３に亀裂が生ずることなしに、被覆管３の直径が
平均で１０係だけ広がる。
続いて燃料棒２はマツフル炉から取り出される。
約２０℃の常温に冷却された後において、被覆管３の１
ａ径は平吻で亀裂が生ずることなしに初期直径より約１
０％だけ広がったままとなる。次に終端プラグ５が被覆
管３から切断工具によって切り１１Ｗされる。被覆管３
の内壁面との密着箇所がマツフル炉内に結ける拡管によ
って断ち切ら１ｔた核燃料ペレット６は、被覆管３から
重力でふるい出さｉする。
ａ径は平吻で亀裂が生ずることなしに初期直径より約１
０％だけ広がったままとなる。次に終端プラグ５が被覆
管３から切断工具によって切り１１Ｗされる。被覆管３
の内壁面との密着箇所がマツフル炉内に結ける拡管によ
って断ち切ら１ｔた核燃料ペレット６は、被覆管３から
重力でふるい出さｉする。
核燃料ペレット６はボールミルの中で機械的に４００μ
＋ｎ、以下の粒度σ）粉末に粉砕されろ。次にこの粉末
（ま、この場合純酸素で電流されるオートクレーブの中
に硝酸と一緒に入れられる。そｉｔからこのオートクレ
ーブのガス室が約２０バールの圧力の純酸素で充満さ１
ｔ、オートクレーブが気密に閉鎖されろ。そｉｔからオ
ートクレーブ内における硝酸が２２０°Ｃに加熱さｎ、
約２０時間に亘って一定に１准持さ几る。この場合オー
トクレーブ内は約６４バールの圧力となる。
＋ｎ、以下の粒度σ）粉末に粉砕されろ。次にこの粉末
（ま、この場合純酸素で電流されるオートクレーブの中
に硝酸と一緒に入れられる。そｉｔからこのオートクレ
ーブのガス室が約２０バールの圧力の純酸素で充満さ１
ｔ、オートクレーブが気密に閉鎖されろ。そｉｔからオ
ートクレーブ内における硝酸が２２０°Ｃに加熱さｎ、
約２０時間に亘って一定に１准持さ几る。この場合オー
トクレーブ内は約６４バールの圧力となる。
オートクレーブを約２０℃の常温まで冷却した後、オー
トクレーブから出ている膨張配管が開かれ、オートクレ
ーブから流れ出る雰囲気が、ルテニウムと別の貴金属並
びにヨードとクリプトンの酸素化合物がその中で分離さ
れろコールドトラップを介して導か１する。核燃料硝酸
溶液は次に一般的な再処理工種に送られろ。
トクレーブから出ている膨張配管が開かれ、オートクレ
ーブから流れ出る雰囲気が、ルテニウムと別の貴金属並
びにヨードとクリプトンの酸素化合物がその中で分離さ
れろコールドトラップを介して導か１する。核燃料硝酸
溶液は次に一般的な再処理工種に送られろ。
広がった被覆管３はまだ０．５重量％の照射済み核燃料
物質を何しており、この核燃料物質は好ま【、＜は振動
および変形（押しつぶしロール）によって被覆管３から
取り出され、オートクレーブ内の硝酸溶液の中に導入さ
れろ。これは別の照射済み燃料棒の空にされた被覆管と
共に容積を十分に小さく１−た状態で、最終貯蔵所に送
られる正六面体あるいは円筒体の中に圧搾される。
物質を何しており、この核燃料物質は好ま【、＜は振動
および変形（押しつぶしロール）によって被覆管３から
取り出され、オートクレーブ内の硝酸溶液の中に導入さ
れろ。これは別の照射済み燃料棒の空にされた被覆管と
共に容積を十分に小さく１−た状態で、最終貯蔵所に送
られる正六面体あるいは円筒体の中に圧搾される。
図は照射済みの燃料棒の断面図である。
２・・・ 原子炉燃料棒、 ３・・・ 被覆管、′４
，５・・・終端プラグ、 ６・・・ 核燃料ベレット
、７・・・圧縮ばね。
，５・・・終端プラグ、 ６・・・ 核燃料ベレット
、７・・・圧縮ばね。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １）核燃料物質が被覆管の中に入っている原子・Ｐ燃料
棒を核燃料物質から被覆管を除去して処理する方法にお
いて、気密に閉鎖された状態圧あろ被覆管（３）をその
中にある核燃料物質（６）と−緒に、被覆管（３）に亀
裂が牛することなしに核燃料物質（６）と被覆管（３）
との間隔が増加した状態妊おいて被覆’Ｈ（３）の直径
が広がったままになるように均一に加熱し１、続いてこ
の広がった被覆管（３）の一端を開き、次に核燃料物質
（６）を開かれた被覆管（３）から取り出し、被覆管（
３）から離して再処理することを特徴とする原子炉燃料
棒の処理方法。 ２）被覆管（３）から取り出した核燃料物質（６）を機
械的に粉砕することを特徴とする特許、請求の範囲第１
項記載の方法。 ３）被覆管（３）から取り出した核燃料物質（６）をオ
ートクレーブの中で硝酸に溶解することを特徴とする特
許請求の＠囲第１ｇ又は第２項記戦の方法。 ４）被覆管（３）から取り出した核燃料物質（６）をオ
ートクレーブの中で酸素含有雰囲気中で溶解し、ルテニ
ウムと他の貴金属並びに核分裂生成ガスの揮発性酸素化
合物をオートクレーブの雰囲気からコールドトラップに
よって分離′することを特徴とする特許請求の範囲第３
項記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE19823228979 DE3228979A1 (de) | 1982-08-03 | 1982-08-03 | Verfahren zum aufarbeiten eines kernreaktorbrennstabes |
| DE32289790 | 1982-08-03 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5977392A true JPS5977392A (ja) | 1984-05-02 |
Family
ID=6170028
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58141783A Pending JPS5977392A (ja) | 1982-08-03 | 1983-08-02 | 原子炉燃料棒の処理方法 |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4514364A (ja) |
| EP (1) | EP0100941B1 (ja) |
| JP (1) | JPS5977392A (ja) |
| BE (1) | BE897436A (ja) |
| BR (1) | BR8304128A (ja) |
| CA (1) | CA1212787A (ja) |
| DE (2) | DE3228979A1 (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2627621B1 (fr) * | 1988-02-18 | 1990-06-08 | Commissariat Energie Atomique | Procede et installation de detection de crayons non etanches dans un assemblage de combustible nucleaire |
| US5317608A (en) * | 1992-09-14 | 1994-05-31 | Southwest Research Institute | Method for thermally treating discharged nuclear fuel |
| RU2260211C1 (ru) * | 2004-09-03 | 2005-09-10 | Кудрявцев Михаил Юрьевич | Система управления корпусным ядерным реактором и двухпозиционный переключатель пассивной защиты ядерного реактора |
| US20080161629A1 (en) * | 2007-01-03 | 2008-07-03 | Oleg Naljotov | Radioactive waste processing |
| FR3053151B1 (fr) * | 2016-06-23 | 2018-08-10 | Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives | Procede de dissolution d'un combustible nucleaire |
| CN111430055B (zh) * | 2020-03-24 | 2023-10-20 | 中核四0四有限公司 | 一种mox燃料包壳管重利用方法 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| NL113467C (ja) * | 1956-08-07 | 1900-01-01 | ||
| BE567254A (ja) * | 1957-04-30 | |||
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| SE328344B (ja) * | 1967-04-21 | 1970-09-14 | Atomenergi Ab | |
| DE1926827A1 (de) * | 1969-05-27 | 1970-12-03 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren |
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| DE3011760A1 (de) * | 1980-03-26 | 1981-10-01 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum zerlegen abgebrannter kernreaktorbrennstaebe |
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-
1982
- 1982-08-03 DE DE19823228979 patent/DE3228979A1/de not_active Withdrawn
-
1983
- 1983-07-21 EP EP19830107170 patent/EP0100941B1/de not_active Expired
- 1983-07-21 DE DE8383107170T patent/DE3367296D1/de not_active Expired
- 1983-07-28 US US06/518,142 patent/US4514364A/en not_active Expired - Fee Related
- 1983-08-01 BE BE0/211279A patent/BE897436A/fr not_active IP Right Cessation
- 1983-08-02 CA CA000433702A patent/CA1212787A/en not_active Expired
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Patent Citations (1)
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Also Published As
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