JPS6337355B2 - - Google Patents
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- JPS6337355B2 JPS6337355B2 JP53103813A JP10381378A JPS6337355B2 JP S6337355 B2 JPS6337355 B2 JP S6337355B2 JP 53103813 A JP53103813 A JP 53103813A JP 10381378 A JP10381378 A JP 10381378A JP S6337355 B2 JPS6337355 B2 JP S6337355B2
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- Japan
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- power plant
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- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 11
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 6
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 3
- 230000004044 response Effects 0.000 description 12
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 230000004043 responsiveness Effects 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 230000001934 delay Effects 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
-
- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明は原子炉の出力を制御棒のほかに、通常
原子炉の炉心流量によつて制御している原子力発
電所において、炉心流量を制御している再循環流
量の制御性、応答性及び安定性を向上させた制御
装置に関するものである。
原子炉の炉心流量によつて制御している原子力発
電所において、炉心流量を制御している再循環流
量の制御性、応答性及び安定性を向上させた制御
装置に関するものである。
（従来の技術）
通常時の原子力発電所の出力を原子炉再循環流
量によつて制御している原子力発電所の従来方式
による再循環制御系を第４図に示す。即ち、原子
炉１の出力設定信号１０に対し、これと原子炉１
からの主蒸気配管４に流れる蒸気流量による原子
炉出力換算信号１１との偏差を得て、誤差制限器
１３を通して制御器１４で制御演算を行ない、こ
の制御器１４の出力である要求信号１４Ａを、原
子炉１の再循環系配管２を流れる再循環流量を制
御している制御機器と制御装置からなる再循環流
量制御システム３に要求信号として出力してい
る。再循環流量制御システム３は可変周波数電源
と、その制御装置及び再循環ポンプ３Ｃを駆動し
ている電動機３Ｂから構成され、再循環流量制御
システム３が入力している要求信号１４Ａに応じ
て電源周波数を制御し、電路３Ａを通じて電動機
３Ｂに可変周波数電力を供給して、再循環ポンプ
３Ｃの回転数を制御し、入力された要求信号１４
Ａに見合うように再循環系配管２を流れる再循環
流量を制御している。原子炉１の炉心を流れる炉
心流量は再循環流量によつて制御され、原子炉１
の出力はこの炉心流量によつて制御されるため、
第４図に示す制御方式で原子炉１の出力は主蒸気
流量をフイードバツクして原子炉１の出力設定信
号１０に等しくなる様制御される。
量によつて制御している原子力発電所の従来方式
による再循環制御系を第４図に示す。即ち、原子
炉１の出力設定信号１０に対し、これと原子炉１
からの主蒸気配管４に流れる蒸気流量による原子
炉出力換算信号１１との偏差を得て、誤差制限器
１３を通して制御器１４で制御演算を行ない、こ
の制御器１４の出力である要求信号１４Ａを、原
子炉１の再循環系配管２を流れる再循環流量を制
御している制御機器と制御装置からなる再循環流
量制御システム３に要求信号として出力してい
る。再循環流量制御システム３は可変周波数電源
と、その制御装置及び再循環ポンプ３Ｃを駆動し
ている電動機３Ｂから構成され、再循環流量制御
システム３が入力している要求信号１４Ａに応じ
て電源周波数を制御し、電路３Ａを通じて電動機
３Ｂに可変周波数電力を供給して、再循環ポンプ
３Ｃの回転数を制御し、入力された要求信号１４
Ａに見合うように再循環系配管２を流れる再循環
流量を制御している。原子炉１の炉心を流れる炉
心流量は再循環流量によつて制御され、原子炉１
の出力はこの炉心流量によつて制御されるため、
第４図に示す制御方式で原子炉１の出力は主蒸気
流量をフイードバツクして原子炉１の出力設定信
号１０に等しくなる様制御される。
（発明が解決しようとする問題点）
しかしながら第４図に示す出力制御では、再循
環流量の変化が実際の原子炉出力の変化として信
号１１によつて検知されるまでに、炉心流量の変
化、中性子束の変化を含む原子炉動特性と配管系
の遅れといつた要素が間に入るため、原子炉出力
の安定性を図る上で再循環流量制御システム３の
応答性を低く設定する必要があつた。しかし、こ
れでは周期の短かい電力系統からの、原子力発電
所の出力変更要求に応答できない問題がある。ま
た、配管、弁等の不感帯要素をもつた機器のた
め、かなり幅の大きいリミツトサイクルを生じ、
その結果発電所出力の変動が大きくなるという欠
点があつた。
環流量の変化が実際の原子炉出力の変化として信
号１１によつて検知されるまでに、炉心流量の変
化、中性子束の変化を含む原子炉動特性と配管系
の遅れといつた要素が間に入るため、原子炉出力
の安定性を図る上で再循環流量制御システム３の
応答性を低く設定する必要があつた。しかし、こ
れでは周期の短かい電力系統からの、原子力発電
所の出力変更要求に応答できない問題がある。ま
た、配管、弁等の不感帯要素をもつた機器のた
め、かなり幅の大きいリミツトサイクルを生じ、
その結果発電所出力の変動が大きくなるという欠
点があつた。
本発明は以上の事情に鑑みてなされたもので、
その目的とするところは、再循環流量の制御性、
応答性及び安定性を向上させることによつて、原
子力発電所の出力制御性を向上させることのでき
る原子力発電所の出力制御装置を提供することに
ある。
その目的とするところは、再循環流量の制御性、
応答性及び安定性を向上させることによつて、原
子力発電所の出力制御性を向上させることのでき
る原子力発電所の出力制御装置を提供することに
ある。
（問題点を解決するための手段）
炉心流量を調整するポンプを制御する再循環流
量の制御系統に中性子束又はこれを制御するプロ
セス量から原子炉熱出力に換算する出力演算器
と、この出力信号と原子炉又は発電所の出力設定
値との偏差を求める検出装置とからなる出力制御
装置を設ける。
量の制御系統に中性子束又はこれを制御するプロ
セス量から原子炉熱出力に換算する出力演算器
と、この出力信号と原子炉又は発電所の出力設定
値との偏差を求める検出装置とからなる出力制御
装置を設ける。
（作用）
原子炉の出力信号を中性子束又はこれを制御す
るプロセス量を換算して熱出力として得て、この
信号と原子炉又は発電所の出力設定値との偏差と
により得られた偏差信号によつて原子炉の再循環
流量を調整して負荷変動に対し変動の少くない原
子力発電所の出力制御を行なう。
るプロセス量を換算して熱出力として得て、この
信号と原子炉又は発電所の出力設定値との偏差と
により得られた偏差信号によつて原子炉の再循環
流量を調整して負荷変動に対し変動の少くない原
子力発電所の出力制御を行なう。
（実施例）
以下図面を参照して本発明の一実施例を説明す
る。本発明の出力制御装置を含む、再循環制御系
を第１図に示す。本発明による出力制御は、原子
炉出力設定信号１０を入力し要求信号２１Ａを出
力する設定演算器２１と、原子炉１の中性子束を
図示しないAPRM検出器から同じく図示しない
アイソレーシヨンアンプを介して取り出した
APRM信号２０Ａを入力し、ノイズカツトを兼
ねている一次遅れの要素を有した出力演算器２０
と、この出力演算器２０の出力信号２０Ｂと前記
要求信号２１Ａとから偏差を求めて偏差信号２２
Ａを出力する偏差量判断装置２２と、前記偏差信
号２２Ａを入力して、これが予め設定されている
制限値を越えている場合にこの制限をかけて出力
信号２３Ａを出力する制限器２３と、この出力信
号２３Ａを入力しこれに制御演算を行ない、その
結果を要求信号２４Ａとして再循環流量制御シス
テム３に出力する制御演算回路２４とから構成さ
れている。再循環流量制御システム３は従来と同
様に要求信号２４Ａに等しくなる様に、再循環ポ
ンプ３Ｃを駆動する電動機３Ｂの回転数を制御し
て原子炉再循環系配管２の流量を制御している。
る。本発明の出力制御装置を含む、再循環制御系
を第１図に示す。本発明による出力制御は、原子
炉出力設定信号１０を入力し要求信号２１Ａを出
力する設定演算器２１と、原子炉１の中性子束を
図示しないAPRM検出器から同じく図示しない
アイソレーシヨンアンプを介して取り出した
APRM信号２０Ａを入力し、ノイズカツトを兼
ねている一次遅れの要素を有した出力演算器２０
と、この出力演算器２０の出力信号２０Ｂと前記
要求信号２１Ａとから偏差を求めて偏差信号２２
Ａを出力する偏差量判断装置２２と、前記偏差信
号２２Ａを入力して、これが予め設定されている
制限値を越えている場合にこの制限をかけて出力
信号２３Ａを出力する制限器２３と、この出力信
号２３Ａを入力しこれに制御演算を行ない、その
結果を要求信号２４Ａとして再循環流量制御シス
テム３に出力する制御演算回路２４とから構成さ
れている。再循環流量制御システム３は従来と同
様に要求信号２４Ａに等しくなる様に、再循環ポ
ンプ３Ｃを駆動する電動機３Ｂの回転数を制御し
て原子炉再循環系配管２の流量を制御している。
次に本発明の作用について説明する。
出力演算器２０は原子炉１からAPRM信号２
０Ａを入力し、原子炉熱出力に換算して信号２０
Ｂを出力する。なおこの際一次遅れの特性を通し
てノイズのカツトを行なう。設定演算器２１は原
子炉の出力設定信号１０を原子炉熱出力に換算
し、信号２１Ａとして出力する。なおこの設定演
算器２１には予め決められた入力出力関係にある
関数発生器を使用してもよい。偏差量判断回路２
２は信号２０Ｂと２１Ａの偏差を判断し、偏差信
号２２Ａとして出力する。この偏差信号２２Ａは
制限器２３で予め設定された範囲内に制限され、
信号２３Ａとして、制御演算回路２４に入力され
る。制御演算回路２４では信号２３Ａに制御演算
を施した後、要求信号２４Ａとして原子炉１の再
循環系配管２の流量を制御している再循環流量制
御システム３に入力する。これにより、原子炉再
循環流量が要求信号２４Ａに制御され、炉心流量
が再循環流量に応じて変化し、炉心流量によつて
中性子束が変化し、中性子束に応じて核分裂反応
が制御され炉出力が制御される。よつて、本発明
による制御系はAPRM信号２０Ａをフイードバ
ツクしたクローズドループによる制御を行なつて
原子炉の出力制御を行なつている。
０Ａを入力し、原子炉熱出力に換算して信号２０
Ｂを出力する。なおこの際一次遅れの特性を通し
てノイズのカツトを行なう。設定演算器２１は原
子炉の出力設定信号１０を原子炉熱出力に換算
し、信号２１Ａとして出力する。なおこの設定演
算器２１には予め決められた入力出力関係にある
関数発生器を使用してもよい。偏差量判断回路２
２は信号２０Ｂと２１Ａの偏差を判断し、偏差信
号２２Ａとして出力する。この偏差信号２２Ａは
制限器２３で予め設定された範囲内に制限され、
信号２３Ａとして、制御演算回路２４に入力され
る。制御演算回路２４では信号２３Ａに制御演算
を施した後、要求信号２４Ａとして原子炉１の再
循環系配管２の流量を制御している再循環流量制
御システム３に入力する。これにより、原子炉再
循環流量が要求信号２４Ａに制御され、炉心流量
が再循環流量に応じて変化し、炉心流量によつて
中性子束が変化し、中性子束に応じて核分裂反応
が制御され炉出力が制御される。よつて、本発明
による制御系はAPRM信号２０Ａをフイードバ
ツクしたクローズドループによる制御を行なつて
原子炉の出力制御を行なつている。
以上のように本発明は、負荷設定点から原子炉
炉心中性子束までのクローズドループ制御を行な
つているため、従来の負荷設定点から主蒸気流量
までのクローズドループに比べ、中性子束から蒸
気発生、気水分離器、ドライヤ、主蒸気配管等の
系の遅れ分だけ時定数が数秒程度短かくなる。
炉心中性子束までのクローズドループ制御を行な
つているため、従来の負荷設定点から主蒸気流量
までのクローズドループに比べ、中性子束から蒸
気発生、気水分離器、ドライヤ、主蒸気配管等の
系の遅れ分だけ時定数が数秒程度短かくなる。
従つて、本発明によれば、再循環流量制御シス
テム３内の制御器のゲインを再循環流量制御シス
テム３の応答が速くなるように設定しても系全体
の安定性を保つことができる。これを第２図で説
明する。第２図のａは横軸に時刻、縦軸に原子炉
出力設定を、ｂは横軸に時刻、縦軸に原子炉炉心
流量を、ｃは横軸に時刻、縦軸に中性子束を、ｄ
は横軸に時刻、縦軸に主蒸気流量を、ｅは横軸に
時刻、縦軸に偏差信号１２又は２２Ａを表わした
もので、各々において実線は本発明による特性、
破線は従来の出力制御による特性を示す。上記説
明の様に、本発明による出力制御では従来のもの
に比べて、再循環流量制御システム３の応答も速
くしても原子炉出力の安定性を保つことができる
ため、時刻T1にて第２図ａに示すように出力設
定がかわつた場合、ｂに示すように炉心流量の応
答が異なるため、ｄのように主蒸気流量でみた原
子炉出力の応答は本発明の方が速い。一方、従来
の出力制御で再循環系の応答を本発明による出力
制御と同様とした場合を第２図ｂ乃至ｅに一点鎖
線で示す。この場合初期応答は実線と同様になる
が、ｅに示す様に従来は偏差をａの出力設定とｄ
の主蒸気流量との差でみているため、本発明であ
る第２図ａの出力設定と、ｃの実線で示す中性子
束信号に一次遅れを加えたものとの偏差とは異な
つた特性を示し、原子炉出力の検出の遅れ分だけ
炉心流量が過分に変化して、ｄの破線に示す様
に、主蒸気流量の応答が不安定なものになる。
テム３内の制御器のゲインを再循環流量制御シス
テム３の応答が速くなるように設定しても系全体
の安定性を保つことができる。これを第２図で説
明する。第２図のａは横軸に時刻、縦軸に原子炉
出力設定を、ｂは横軸に時刻、縦軸に原子炉炉心
流量を、ｃは横軸に時刻、縦軸に中性子束を、ｄ
は横軸に時刻、縦軸に主蒸気流量を、ｅは横軸に
時刻、縦軸に偏差信号１２又は２２Ａを表わした
もので、各々において実線は本発明による特性、
破線は従来の出力制御による特性を示す。上記説
明の様に、本発明による出力制御では従来のもの
に比べて、再循環流量制御システム３の応答も速
くしても原子炉出力の安定性を保つことができる
ため、時刻T1にて第２図ａに示すように出力設
定がかわつた場合、ｂに示すように炉心流量の応
答が異なるため、ｄのように主蒸気流量でみた原
子炉出力の応答は本発明の方が速い。一方、従来
の出力制御で再循環系の応答を本発明による出力
制御と同様とした場合を第２図ｂ乃至ｅに一点鎖
線で示す。この場合初期応答は実線と同様になる
が、ｅに示す様に従来は偏差をａの出力設定とｄ
の主蒸気流量との差でみているため、本発明であ
る第２図ａの出力設定と、ｃの実線で示す中性子
束信号に一次遅れを加えたものとの偏差とは異な
つた特性を示し、原子炉出力の検出の遅れ分だけ
炉心流量が過分に変化して、ｄの破線に示す様
に、主蒸気流量の応答が不安定なものになる。
第３図は定常状態における主蒸気流量出力のリ
ミツトサイクル特性を示したもので、横軸は時刻
である。実線は本発明による特性を、破線は従来
の出力制御による特性を示す。リミツトサイクル
は、操作機器の不感帯特性によるため、クローズ
ドループの系が小さい本発明の場合の方が、変動
幅W2がW0より小さく、また変動時間T2もT0よ
りゆつくりした特性を示すことがわかる。
ミツトサイクル特性を示したもので、横軸は時刻
である。実線は本発明による特性を、破線は従来
の出力制御による特性を示す。リミツトサイクル
は、操作機器の不感帯特性によるため、クローズ
ドループの系が小さい本発明の場合の方が、変動
幅W2がW0より小さく、また変動時間T2もT0よ
りゆつくりした特性を示すことがわかる。
なお以上の説明では再循環流量制御システム３
として、可変周波数電源とその制御装置、電動機
３Ｂおよび再循環ポンプ３Ｃとからなる系で、再
循環ポンプ３Ｃを駆動している電動機３Ｂの回転
数を可変周波数電源で制御することによつてポン
プを駆動して再循環流量を制御する場合について
述べたが、異なる再循環流量制御方式に対して
は、制御器２０の時定数、再循環流量制御システ
ム３内の制御装置のゲインを可変にして、安定か
つ応答の早いものによるなど、種々設定すること
ができる。
として、可変周波数電源とその制御装置、電動機
３Ｂおよび再循環ポンプ３Ｃとからなる系で、再
循環ポンプ３Ｃを駆動している電動機３Ｂの回転
数を可変周波数電源で制御することによつてポン
プを駆動して再循環流量を制御する場合について
述べたが、異なる再循環流量制御方式に対して
は、制御器２０の時定数、再循環流量制御システ
ム３内の制御装置のゲインを可変にして、安定か
つ応答の早いものによるなど、種々設定すること
ができる。
以上のように、本発明によれば、原子力発電所
の出力応答を改善することができるので、従来の
出力制御に比べ、より周期の短かい電力系統の負
荷変動に対し、これに応答して系統周波数の変動
を抑え、またリミツトサイクルによる変動幅が小
さくなり、周期も長くなつたため、より良質な電
力を供給し、系統運営上大いに貢献することがで
きる。また原子炉の出力を直接導入しているた
め、原子炉の出力が定格を越えることが、主蒸気
流量により制御している場合に比べ、ほとんどな
くなりより原子炉機器の健全性が確保される効果
がある。
の出力応答を改善することができるので、従来の
出力制御に比べ、より周期の短かい電力系統の負
荷変動に対し、これに応答して系統周波数の変動
を抑え、またリミツトサイクルによる変動幅が小
さくなり、周期も長くなつたため、より良質な電
力を供給し、系統運営上大いに貢献することがで
きる。また原子炉の出力を直接導入しているた
め、原子炉の出力が定格を越えることが、主蒸気
流量により制御している場合に比べ、ほとんどな
くなりより原子炉機器の健全性が確保される効果
がある。
第１図は本発明の原子炉発電所の出力制御装置
の一実施例を示すブロツク図、第２図ａ乃至ｅは
本発明による出力制御の特性を従来のものと比較
した特性図、第３図は本発明による出力制御のリ
ミツトサイクルの特性を従来のものと比較した特
性図で、縦軸は主蒸気流量、横軸は特刻を示す。
第４図は従来方式による原子力発電所の出力制御
装置を示すブロツク図である。 ３……再循環流量制御システム、３Ｂ……電動
機、３Ｃ……再循環ポンプ、２０……出力演算
器、２１……設定演算器、２２……偏差量判断回
路、２３……制限器、２４……制御演算回路。
の一実施例を示すブロツク図、第２図ａ乃至ｅは
本発明による出力制御の特性を従来のものと比較
した特性図、第３図は本発明による出力制御のリ
ミツトサイクルの特性を従来のものと比較した特
性図で、縦軸は主蒸気流量、横軸は特刻を示す。
第４図は従来方式による原子力発電所の出力制御
装置を示すブロツク図である。 ３……再循環流量制御システム、３Ｂ……電動
機、３Ｃ……再循環ポンプ、２０……出力演算
器、２１……設定演算器、２２……偏差量判断回
路、２３……制限器、２４……制御演算回路。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子力発電所の出力を原子炉の炉心流量を調
整するポンプの回転数を制御して行なうものにお
いて、中性子束又はこれを制御するプロセス量か
ら熱出力に換算する出力演算器と、この出力演算
器の出力信号と原子炉又は発電所の出力設定値と
の偏差を求める偏差検出装置と、この出力を制限
する制限器とからなり、この制限器の出力信号か
ら前記炉心流量を調整することを特徴とする原子
力発電所の出力制御装置。 ２ 出力演算器は一次遅れ要素を有することを特
徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子力発電
所の出力制御装置。 ３ 原子炉又は発電所の出力設定値を出力演算器
の出力信号と同様な熱出力に置きかえる設定演算
器を介して偏差検出装置に入力することを特徴と
する特許請求の範囲第１項乃至第２項の原子力発
電所の出力制御装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10381378A JPS5530641A (en) | 1978-08-28 | 1978-08-28 | Power control device of atomic power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP10381378A JPS5530641A (en) | 1978-08-28 | 1978-08-28 | Power control device of atomic power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5530641A JPS5530641A (en) | 1980-03-04 |
| JPS6337355B2 true JPS6337355B2 (ja) | 1988-07-25 |
Family
ID=14363835
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP10381378A Granted JPS5530641A (en) | 1978-08-28 | 1978-08-28 | Power control device of atomic power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5530641A (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS587051A (ja) * | 1981-07-02 | 1983-01-14 | 鹿島建設株式会社 | 天井装置 |
| JPS61159514U (ja) * | 1985-03-25 | 1986-10-03 | ||
| JPS6317768Y2 (ja) * | 1986-08-15 | 1988-05-19 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5127800U (ja) * | 1974-08-23 | 1976-02-28 |
-
1978
- 1978-08-28 JP JP10381378A patent/JPS5530641A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5530641A (en) | 1980-03-04 |
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