RU2633701C2 - Бассейн для отработанного топлива атомной электростанции - Google Patents

Бассейн для отработанного топлива атомной электростанции Download PDF

Info

Publication number
RU2633701C2
RU2633701C2 RU2014148917A RU2014148917A RU2633701C2 RU 2633701 C2 RU2633701 C2 RU 2633701C2 RU 2014148917 A RU2014148917 A RU 2014148917A RU 2014148917 A RU2014148917 A RU 2014148917A RU 2633701 C2 RU2633701 C2 RU 2633701C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
lock
spent fuel
pool
pond
power plant
Prior art date
Application number
RU2014148917A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2014148917A (ru
Inventor
Маркус ВОРШ
Эрхард МЮЛЛЕР
Михаэль НЕМЕЦЕК
Норберт ЯКОБС
Original Assignee
Арефа Гмбх
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Арефа Гмбх filed Critical Арефа Гмбх
Publication of RU2014148917A publication Critical patent/RU2014148917A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2633701C2 publication Critical patent/RU2633701C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/10—Means for preventing contamination in the event of leakage, e.g. double wall
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • 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
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/06—Magazines for holding fuel elements or control elements
    • G21C19/07—Storage racks; Storage pools
    • 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
    • G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • 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
    • G21C19/40—Arrangements for preventing occurrence of critical conditions, e.g. during storage
    • 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
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/08—Means for heating fuel elements before introduction into the core; Means for heating or cooling fuel elements after removal from the core
    • 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
    • G21C19/18—Apparatus for bringing fuel elements to the reactor charge area, e.g. from a storage place
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к атомной электростанции, в которой шлюз (10) между бассейном (4) для отработанного топлива и реакторной шахтой (2) снабжен шлюзовыми воротами (36), которые автоматически закрывают шлюз (10), когда уровень (h) воды в бассейне (4) для отработанного топлива опускается ниже заданной предельной величины (hG). Технический результат – повышение надежности охлаждения топливных элементов в бассейне для отработанного ядерного топлива. 2 з.п. ф-лы, 6 ил.

Description

Изобретение относится к бассейну для отработанного топлива атомной электростанции, который через закрываемый шлюз сообщается с реакторной шахтой, расположенной рядом с бассейном для отработанного топлива.
На атомной электростанции рядом с реакторной шахтой обычно предусмотрен заполненный водой бассейн для отработанного топлива, в котором отработанные топливные элементы хранятся на стойке для хранения топливных элементов и охлаждаются в результате циркуляции воды, содержащейся в бассейне для отработанного топлива до тех пор, пока их активность не снизится до величины, позволяющей транспортировать их за пределы бассейна для отработанного топлива. Между реакторной шахтой и бассейном для отработанного топлива расположен шлюз, который может быть закрыт при помощи шлюзовых ворот и открыт во время технического обслуживания, когда реакторная шахта затоплена, так что отработанные топливные элементы, извлеченные из активной зоны при помощи механизма загрузки топливных элементов, можно перемещать под водой из реакторной шахты в бассейн для отработанного топлива и размещать на стойке для хранения топливных элементов.
В случае возникновения утечки в шахте реактора, например при разрыве трубопровода в магистрали, питающей водой реакторную шахту, или, в случае кипящего водоводяного реактора, при возникновении утечки в компенсаторе перелива, необходимо закрывать открытый шлюз, чтобы избежать понижения уровня воды в бассейне для отработанного топлива. Открытие и закрытие шлюзовых ворот запускается вручную.
Так как в случае утечки понижение уровня воды в реакторной шахте сопровождается соответствующим повышением уровня радиации на уровне пола бассейна, незамедлительно после возникновения утечки включается сигнал тревоги, и персонал, работающий в этот момент на уровне пола бассейна, должен сразу же покинуть здание. Поскольку открытие и закрытие шлюзовых ворот запускается вручную, может случиться так, что шлюзовые ворота, закрывающие шлюз, остаются открытыми. В результате этого уровень воды в бассейне для отработанного топлива также падает по меньшей мере до нижней кромки отверстия шлюза. Вследствие этого происходит уменьшение количества воды, покрывающей топливные элементы, хранящиеся на стойке для хранения топливных элементов, при этом в наиболее неблагоприятной ситуации верхние части топливных элементов будут выступать над уровнем воды, и уровень радиации окажется настолько большим, что зона, прилегающая к бассейну для отработанного топлива, станет недоступной, и проведение мероприятий для охлаждения топливных элементов будет невозможно или затруднено.
Задачей изобретения является создание бассейна для отработанного топлива атомной электростанции со шлюзом, ведущим в реакторную шахту, который позволит устранить вышеуказанные недостатки.
Согласно изобретению эта задача решена созданием бассейна для отработанного топлива с признаками, указанными в пункте 1 формулы изобретения. В соответствии с этими признаками шлюз, ведущий в реакторную шахту, снабжен шлюзовыми воротами, которые обеспечивают автоматическое закрытие шлюза, когда уровень воды в бассейне для отработанного топлива падает ниже заданной предельной величины. Такое решение обеспечивает достаточное покрытие водой топливных элементов, хранящихся в бассейне для отработанного топлива, даже если уровень воды в реакторной шахте в результате аварии падает ниже заданной предельной величины.
Кроме того, если для привода шлюзовых ворот во время автоматического закрытия предусмотрена пассивная приводная система с источником энергии, независимым от сети питания, закрытие шлюза обеспечивается даже в случае полного отключения сети питания на атомной электростанции. Такой независимый от сети питания источник энергии может представлять собой как электрический, так и механический источник энергии, например, поднятый груз или предварительно напряженную пружину, или пневматический источник энергии, который непосредственно и без электрического привода присоединен к шлюзовым воротам.
Особенно высокую функциональную надежность можно обеспечить, если генератор сигнала о падении уровня ниже предельной величины и о запуске закрытия шлюзовых ворот содержит поплавок.
Краткое описание чертежей
Далее изобретение проиллюстрировано ссылками на примеры реализации, показанные на чертежах, а именно:
на фиг. 1 показано схематическое изображение предлагаемого бассейна для отработанного топлива, расположенного рядом с реакторной шахтой и имеющего жидкостную связь с ней посредством шлюза;
на фиг. 2 показан предпочтительный вариант реализации, в котором генератор сигнала содержит поплавок;
на фиг. 3-6 показаны предпочтительные варианты реализации шлюзовых ворот, обеспечивающих автоматическое закрытие шлюза.
Согласно фиг. 1 бассейн 4 для отработанного топлива расположен рядом с реакторной шахтой 2 атомной электростанции. Отработанные топливные элементы 6, из которых символически показан только один, хранятся вертикально на стойке 8 для хранения топливных элементов, расположенной в бассейне 4 для отработанного топлива. Стойка 8 также показана только схематически. Реакторная шахта 2 и бассейн 4 для отработанного топлива сообщаются друг с другом через закрываемый шлюз 10. На фиг. 1 показана ситуация, в которой реакторная шахта 2 затоплена водой, причем уровень 12 воды на высоте h лишь ненамного ниже уровня 14 пола бассейна.
На фиг. 1 показано состояние атомной электростанции во время проведения технического обслуживания, например, во время замены топливных элементов. Корпус 16 реактора высокого давления, расположенный в реакторной шахте 2, открыт и также затоплен водой. В представленном примере реализации показана ситуация в кипящем водоводяном реакторе, в котором промежуточное пространство 20, расположенное между корпусом 16 реактора высокого давления и стенкой 18 реакторной шахты 2, не затоплено водой. Для предотвращения поступления воды в промежуточное пространство 20 перед началом технического обслуживания между корпусом 16 реактора высокого давления и приемными площадками 22, расположенными рядом с ним, устанавливают так называемые компенсаторы 24 перелива.
Как можно видеть на фиг. 1, в показанном примере реализации нижняя кромка 26 шлюза 10 расположена ниже верхнего края 28 топливных элементов 6 и стойки 8 для хранения топливных элементов. Соответственно, бассейн 4 для отработанного топлива опорожняется до уровня этой нижней кромки 26, если реакторная шахта 2 опорожняется при открытом шлюзе 10, например, в случае разрушения компенсатора 24 перелива. При этом топливные элементы 6, хранящиеся на стойке 8 для хранения топливных элементов будут выступать на величину Δh над установившейся в этом случае высотой hmin уровня 12 воды.
Чтобы избежать этого в бассейне 4 для отработанного топлива предусмотрен генератор 30 сигнала, который генерирует сигнал S, когда высота h уровня 12 воды падает ниже предельной величины hG. По сигналу S привод 34 получает энергию от источника 32 энергии, независимого от сети питания, например от батареи или механического, пневматического или гидравлического источника энергии, и приводит в действие открытые шлюзовые ворота 36, которые закрывают шлюз 10. Иными словами, когда уровень 12 воды падает ниже предельной величины hG, шлюз 10 закрывается автоматически, т.е. без необходимости ручного запуска, и пассивно, т.е. независимо от поступления питания от внешней сети, при этом предотвращается дальнейшее понижение уровня воды в бассейне для отработанного топлива и обеспечивается достаточное покрытие водой и охлаждение топливных элементов 6, хранящихся на стойке 8 для хранения топливных элементов.
В примере реализации, показанном на фиг. 2, генератор 30 сигнала содержит поплавок 38, который приводит в действие выключатель 40, подключающий источник 32 энергии к приводу 34.
В примере реализации, показанном на фиг. 3, представлен шлюз 10, в котором шлюзовые ворота 36 выполнены в виде плиты 52, установленной на проходящей в горизонтальном направлении балке 50, установленной на стенке бассейна 4 для отработанного топлива. Шлюзовые ворота 52 можно перемещать туда и обратно при помощи гидравлических цилиндров 54 между позицией, в которой шлюз 10 открыт, и позицией, показанной штриховыми линиями, в которой шлюз 10 закрыт. Профиль 56, также установленный на стенке бассейна 4, служит в качестве верхней направляющей для шлюзовых ворот 52, чтобы обеспечить надежное закрытие шлюза 10.
Еще в одном варианте реализации, показанном на фиг. 4, шлюзовые ворота 36 выполнены в виде плиты 52, смонтированной с возможностью поворота (поворотные шлюзовые ворота), которая закрывает шлюз 10 посредством гидравлического, пневматического или электрического привода в результате поворотного движения.
Шлюзовые ворота 36, представленные на фиг. 3 и 4, по существу, выполнены в виде плиты, тогда как шлюзовые ворота 36, представленные на фиг. 5 и 6, представляют собой рулонную штору 60, которая наматывается на ролик 62, смонтированный ниже нижней кромки 26 шлюза 10, и которую можно разматывать при помощи тягового троса 64, чтобы закрыть шлюз 10. Рулонная штора 60 состоит из упругой резиноподобной мембраны, усиленной профилями 68, которые расположены параллельно оси вращения 66 ролика 62 и которые, кроме того, служат для направления рулонной шторы 60 по направляющим 70, расположенным рядом со шлюзом 10.
Рулонная штора, такая как штора 60, может быть также предусмотрена, например, дополнительно к передвижным шлюзовым воротам, показанным на фиг. 3.

Claims (3)

1. Бассейн (4) для отработанного топлива атомной электростанции, содержащий шлюз (10), ведущий в реакторную шахту (2) и снабженный шлюзовыми воротами (36) для автоматического закрытия шлюза (10) при падении уровня (h) воды в бассейне (4) для отработанного топлива ниже заданной предельной величины (hG).
2. Бассейн для отработанного топлива по п. 1, в котором для привода шлюзовых ворот (36) при указанном автоматическом закрытии предусмотрена пассивная приводная система (34) с источником (32) энергии, независимым от сети питания.
3. Бассейн для отработанного топлива по п. 1 или 2, отличающийся тем, что генератор сигнала (30) о падении уровня ниже предельной величины для запуска закрытия шлюзовых ворот (36) содержит поплавок (38).
RU2014148917A 2012-05-04 2013-04-08 Бассейн для отработанного топлива атомной электростанции RU2633701C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE102012207473A DE102012207473A1 (de) 2012-05-04 2012-05-04 Brennelementlagerbecken eines Kernkraftwerks
DE102012207473.2 2012-05-04
PCT/EP2013/057289 WO2013164158A1 (de) 2012-05-04 2013-04-08 Brennelementlagerbecken eines kernkraftwerks

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2014148917A RU2014148917A (ru) 2016-06-27
RU2633701C2 true RU2633701C2 (ru) 2017-10-17

Family

ID=48143261

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014148917A RU2633701C2 (ru) 2012-05-04 2013-04-08 Бассейн для отработанного топлива атомной электростанции

Country Status (9)

Country Link
US (1) US20150294746A1 (ru)
EP (1) EP2845199B1 (ru)
JP (1) JP2015517648A (ru)
KR (1) KR102090059B1 (ru)
CN (1) CN104335288A (ru)
DE (1) DE102012207473A1 (ru)
ES (1) ES2575853T3 (ru)
RU (1) RU2633701C2 (ru)
WO (1) WO2013164158A1 (ru)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE102013222280A1 (de) * 2013-11-01 2014-11-20 Areva Gmbh Brennelementlagerbecken eines Kernkraftwerks
JP2016017819A (ja) * 2014-07-08 2016-02-01 株式会社東芝 原子力プラントおよびその改造方法
KR102499160B1 (ko) 2019-11-12 2023-02-10 박승호 가죽 제품용 클리너 장치

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4635477A (en) * 1983-03-01 1987-01-13 Ateliers De Constructions Electriques De Charleroi Leak detector for the dikes of nuclear cooling ponds
US4690795A (en) * 1985-10-07 1987-09-01 Westinghouse Electric Corp. Emergency transfer tube closure and process for sealing transfer tube under emergency conditions
SU1497350A1 (ru) * 1987-08-03 1989-07-30 Украинский Филиал Центрального Научно-Исследовательского Института Комплексного Использования Водных Ресурсов Осушительно-увлажнительна система
RU2180764C2 (ru) * 1996-09-18 2002-03-20 Владимир Федотович Русинов Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции
JP2002318296A (ja) * 2001-04-23 2002-10-31 Toshiba Plant Kensetsu Co Ltd 機器仮置きプールの間仕切りカーテン

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2192963A (en) * 1937-05-22 1940-03-12 Atlas Valve Company Compensated valve
BE555442A (ru) * 1956-03-01
US3984282A (en) * 1970-08-05 1976-10-05 Nucledyne Engineering Corporation Passive containment system for a nuclear reactor
US4210614A (en) * 1970-08-05 1980-07-01 Nucledyne Engineering Corp. Passive containment system
US3744593A (en) * 1971-04-13 1973-07-10 Transfer Systems Elevator for a reactor well and equipment storage area
JPS488046U (ru) * 1971-06-09 1973-01-29
DE2258727A1 (de) * 1972-11-30 1974-06-06 Siemens Ag Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen
JPS5829367B2 (ja) * 1973-11-29 1983-06-22 日本軽金属 （株） 自動開閉水門扉
DE7610898U1 (de) * 1976-04-08 1978-01-26 Interatom Internationale Atemreaktorbau Gmbh, 5060 Bensberg Gas- und strahlendichter verschluss
CA1121094A (en) * 1977-10-04 1982-03-30 Walter Brodowski Zinc chelates of terephthaloyl-terephthal/oxal copolyhydrazide
US4502245A (en) * 1981-05-18 1985-03-05 Gg. Noell Gmbh Means for controlling pivotal doors in nuclear plants
US4649016A (en) * 1985-10-09 1987-03-10 Westinghouse Electric Corp. Remotely operable fuel transfer system for nuclear reactor
JPS62245192A (ja) * 1986-04-16 1987-10-26 株式会社東芝 核燃料プ−ル用ゲ−ト装置
US5268942A (en) * 1992-09-10 1993-12-07 Pacific Nuclear Systems, Inc. Temporary cooling system and method for removing decay heat from a nuclear reactor
JPH08304586A (ja) * 1995-05-12 1996-11-22 Toshiba Corp 使用済燃料貯蔵プール及び原子炉ウェルプール
JPH09138294A (ja) * 1995-11-14 1997-05-27 Toshiba Corp 使用済燃料貯蔵プール
US6885718B1 (en) * 1998-03-19 2005-04-26 Framatome Anp Gmbh Method and apparatus for transferring an article between fluid-filled vessels
DE102007033376B4 (de) * 2007-07-18 2012-04-26 Areva Np Gmbh Verfahren zum Rückbau einer nukleartechnischen Anlage
JP4922146B2 (ja) * 2007-12-19 2012-04-25 株式会社東芝 使用済燃料プール水監視装置
CN102280155A (zh) * 2011-06-24 2011-12-14 华北电力大学 一种非能动乏燃料贮存池水位控制及余热排出装置
JP5826605B2 (ja) 2011-11-10 2015-12-02 株式会社東芝 使用済み燃料貯蔵プールの水位検出装置及び方法
JP6270333B2 (ja) 2013-04-16 2018-01-31 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 原子炉水位計測装置

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4635477A (en) * 1983-03-01 1987-01-13 Ateliers De Constructions Electriques De Charleroi Leak detector for the dikes of nuclear cooling ponds
US4690795A (en) * 1985-10-07 1987-09-01 Westinghouse Electric Corp. Emergency transfer tube closure and process for sealing transfer tube under emergency conditions
SU1497350A1 (ru) * 1987-08-03 1989-07-30 Украинский Филиал Центрального Научно-Исследовательского Института Комплексного Использования Водных Ресурсов Осушительно-увлажнительна система
RU2180764C2 (ru) * 1996-09-18 2002-03-20 Владимир Федотович Русинов Устройство для перегрузки топлива реакторов атомной станции
JP2002318296A (ja) * 2001-04-23 2002-10-31 Toshiba Plant Kensetsu Co Ltd 機器仮置きプールの間仕切りカーテン

Also Published As

Publication number Publication date
KR20150004420A (ko) 2015-01-12
US20150294746A1 (en) 2015-10-15
WO2013164158A1 (de) 2013-11-07
RU2014148917A (ru) 2016-06-27
JP2015517648A (ja) 2015-06-22
DE102012207473A1 (de) 2013-11-07
CN104335288A (zh) 2015-02-04
ES2575853T3 (es) 2016-07-01
EP2845199B1 (de) 2016-03-30
KR102090059B1 (ko) 2020-03-17
EP2845199A1 (de) 2015-03-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8559583B1 (en) Passive cooling and depressurization system and pressurized water nuclear power plant
RU2633701C2 (ru) Бассейн для отработанного топлива атомной электростанции
JP6309972B2 (ja) 原子力発電施設並びにその冷却材の液位を維持する方法
JP4908561B2 (ja) 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント
US10706975B2 (en) Operating floor confinement and nuclear plant
KR101020785B1 (ko) 원자로용 비상노심냉각수 안전주입탱크
JP2012141324A (ja) 原子力発電所の免震耐震・耐津波機構
EP2966651B1 (en) Nuclear power plant and remodeling method therefor
JP5279325B2 (ja) 沸騰水型原子炉のハイブリッド安全系
CN211555487U (zh) 一种全地下式紧凑型反应堆换料装置
US11120921B2 (en) In-containment spent fuel storage to limit spent fuel pool water makeup
KR20180011201A (ko) 원자력 발전 플랜트의 취수 설비
KR20130083187A (ko) 원자로 외벽 공동 충수 시스템
CN112037949B (zh) Ap1000安全壳整体泄漏率试验装料后扣盖执行方法
CN216311354U (zh) 一种非能动核电厂换料水池充排水系统
Lee et al. A long-term cooling method for a research reactor
JP2023552407A (ja) 原子力発電システム
JP2024514017A (ja) 原子炉の燃料補給
Lolich Advanced Nuclear Research Reactor
CN117328408A (zh) 一种下沉式水厂渠道系统及抗震控制方法
Sartipi et al. Fuel handling and refuelling concept of the Canadian SCWR
Alsbrooks Gamma Irradiation Facility (GIF) Cobalt 60 Sealed Sources Transfer Operation.
Milan et al. Design Modifications of the Mochovce Units 3 & 4 Dedicated to Mitigation of Severe Accident Consequences, Providing Conditions for Effective SAM

Legal Events

Date Code Title Description
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20190813