CN106128536A - 一种能够提高核能发电时安全系数的*** - Google Patents
一种能够提高核能发电时安全系数的*** Download PDFInfo
- Publication number
- CN106128536A CN106128536A CN201610500784.3A CN201610500784A CN106128536A CN 106128536 A CN106128536 A CN 106128536A CN 201610500784 A CN201610500784 A CN 201610500784A CN 106128536 A CN106128536 A CN 106128536A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- control valve
- steam turbine
- feed
- pipe
- containment
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种能够提高核能发电时安全系数的***,反应堆厂房中设置有安全壳,安全壳中设置有压力容器,压力容器中设置有汽水分离器和堆芯燃料棒,安全壳中设置有循环管,循环管上设置有循环泵,反应堆厂房中设置有抑压水池,抑压水池中设置有液位传感器,抑压水池下方设置有加水管,加水管上设置有开闭阀和水泵,汽轮机厂房中设置有汽轮机高压缸、汽轮机和发电机;汽轮机下方设置有凝汽器,凝汽器中设置有冷却管,冷却管上设置有冷却水泵、控制阀二和控制阀三,在凝汽器上设置有给水管,给水管上设置有凝结水泵、给水加热器、给水泵、控制阀四和控制阀五。该***在利用核能发电时能够采取了多重安全措施,提高了安全系数,运行更加持久。
Description
技术领域
本发明涉及一种***,尤其是涉及一种能够提高核能发电时安全系数的***。
背景技术
世界上一切物质都是由原子构成的,原子又是由原子核和它周围的电子构成的。轻原子核的融合和重原子核的***都能产生大量的能量,分别称为核聚变能和核裂变能,简称核能。核电厂的燃料是铀。铀是一种重金属元素,天然铀由三种同位素组成:铀-235含量0.71%,铀-238 含量99.28%,铀-234 含量0.0058%。铀-235是自然界存在的易于发生裂变的唯一核素。当一个中子轰击铀-235原子核时,这个原子核能***成两个较轻的原子核,同时产生2到3个中子和射线,并放出能量。如果新产生的中子又打中另一个铀-235原子核,能引起新的裂变。在链式反应中,能量会源源不断地释放出来。1千克铀-235全部裂变放出的能量相当于2700吨标准煤燃烧放出的能量。因此,利用核能发电是一种能够快速实现能源利用的技术,在现有的核能发电结构中,由于结构设计不合理,使得发电时存在核能利用率低,安全保护措施不到位,在发电时存在很大的安全隐患。
发明内容
本发明的目的在于克服上述现有核能发电结构中,由于结构设计不合理,使得发电时存在核能利用率低,安全保护措施不到位,在发电时存在很大的安全隐患的问题,设计了一种能够提高核能发电时安全系数的***,该***在利用核能发电时能够采取了多重安全措施,提高了安全系数,使得发电过程更加安全,运行更加持久,对于核能的利用率更高,解决了现有核能发电结构中,由于结构设计不合理,使得发电时存在核能利用率低,安全保护措施不到位,在发电时存在很大的安全隐患的问题。
本发明的目的通过下述技术方案实现:一种能够提高核能发电时安全系数的***,包括反应堆厂房、汽轮机厂房和冷却塔,所述反应堆厂房中设置有安全壳,安全壳中设置有压力容器,压力容器中设置有汽水分离器和堆芯燃料棒,且堆芯燃料棒设置在汽水分离器的正下方且与汽水分离器连接,在压力容器的底部安装有控制棒,控制棒设置在安全壳中,安全壳中还设置有循环管,循环管的两端均与压力容器连通,并且连通处位于汽水分离器下方,在循环管上设置有循环泵,在反应堆厂房中设置有抑压水池,抑压水池连通有排气管,且排气管同时与抑压水池和安全壳内部连通,抑压水池中设置有液位传感器,在抑压水池下方设置有加水管,加水管与抑压水池的底部连通,并且加水管上设置有开闭阀和水泵,开闭阀能够完全切断加水管,开闭阀设置在水泵和抑压水池之间,且液位传感器通过数据线同时与开闭阀和水泵连接;所述汽轮机厂房中设置有汽轮机高压缸、汽轮机和发电机,汽轮机高压缸上设置有连接轴,汽轮机安装在连接轴上,并且连接轴与发电机连接,汽轮机高压缸连接有蒸汽管道一,蒸汽管道一同时与汽轮机高压缸和压力容器连接,并且蒸汽管道一上设置有控制阀一,控制阀一能够完全切断蒸汽管道一,且控制阀一设置在反应堆厂房中;在汽轮机下方设置有凝汽器,凝汽器上设置有蒸汽管道二,蒸汽管道二与汽轮机连通后再与汽轮机高压缸连接,凝汽器中设置有冷却管,冷却管的两端均与冷却塔连通,在冷却管上设置有冷却水泵、控制阀二和控制阀三,冷却水泵、控制阀二和控制阀三均设置在汽轮机厂房中,控制阀二设置在冷却水泵和凝汽器之间,控制阀三设置在凝汽器和冷却塔之间,在凝汽器上设置有给水管,给水管与压力容器连通,给水管和压力容器的连通处位于蒸汽管道一和压力容器的连通处的下方,在给水管上设置有凝结水泵、给水加热器、给水泵、控制阀四和控制阀五,凝结水泵设置在给水加热器和凝汽器之间,控制阀四设置在凝结水泵和和给水加热器之间,给水泵设置在压力容器和给水加热器之间,控制阀五设置在压力容器和给水泵之间。
所述汽轮机的数量为三个,三个汽轮机依次安装在连接轴上,蒸汽管道二分别与三个汽轮机连通。
所述抑压水池的数量为两个,且均设置在安全壳的下方,两个抑压水池沿着安全壳的中心线对称设置,两个抑压水池均通过排气管与安全壳内部连通,加水管同时与两个抑压水池连接,在每个抑压水池中均设置有液位传感器。
综上所述,本发明的有益效果是:该***在利用核能发电时能够采取了多重安全措施,提高了安全系数,使得发电过程更加安全,运行更加持久,对于核能的利用率更高,解决了现有核能发电结构中,由于结构设计不合理,使得发电时存在核能利用率低,安全保护措施不到位,在发电时存在很大的安全隐患的问题。
附图说明
图1是本发明的结构示意图。
附图中标记及相应的零部件名称:1—压力容器;2—安全壳;3—反应堆厂房;4—蒸汽管道一;5—控制阀一;6—汽轮机高压缸;7—汽轮机;8—汽轮机厂房;9—凝汽器;10—发电机;11—控制阀三;12—冷却塔;13—冷却水泵;14—控制阀二;15—凝结水泵;16—控制阀四;17—给水加热器;18—给水泵;19—控制阀五;20—给水管;21—排气管;22—控制棒;23—抑压水池;24—干井;25—循环泵;26—循环管;27—堆芯燃料棒;28—汽水分离器;29—连接轴;30—蒸汽管道二;31—冷却管;32—水泵;33—加水管;34—开闭阀;35—液位传感器。
具体实施方式
下面结合实施例及附图,对本发明作进一步的详细说明,但本发明的实施方式不仅限于此。
实施例:
如图1所示,一种能够提高核能发电时安全系数的***,包括反应堆厂房3、汽轮机厂房8和冷却塔12,所述反应堆厂房3中设置有安全壳2,安全壳2中设置有压力容器1,压力容器1中设置有汽水分离器28和堆芯燃料棒27,且堆芯燃料棒27设置在汽水分离器28的正下方且与汽水分离器28连接,在压力容器1的底部安装有控制棒22,控制棒22设置在安全壳2中,安全壳2中还设置有循环管26,循环管26的两端均与压力容器1连通,并且连通处位于汽水分离器28下方,在循环管26上设置有循环泵25,在反应堆厂房3中设置有抑压水池23,抑压水池23连通有排气管21,且排气管21同时与抑压水池23和安全壳2内部连通,抑压水池23中设置有液位传感器35,在抑压水池23下方设置有加水管33,加水管33与抑压水池23的底部连通,并且加水管33上设置有开闭阀34和水泵32,开闭阀34能够完全切断加水管33,开闭阀34设置在水泵32和抑压水池23之间,且液位传感器35通过数据线同时与开闭阀34和水泵32连接;所述汽轮机厂房8中设置有汽轮机高压缸6、汽轮机7和发电机10,汽轮机高压缸6上设置有连接轴29,汽轮机7安装在连接轴29上,并且连接轴29与发电机10连接,汽轮机高压缸6连接有蒸汽管道一4,蒸汽管道一4同时与汽轮机高压缸6和压力容器1连接,并且蒸汽管道一4上设置有控制阀一5,控制阀一5能够完全切断蒸汽管道一4,且控制阀一5设置在反应堆厂房8中;在汽轮机7下方设置有凝汽器9,凝汽器9上设置有蒸汽管道二30,蒸汽管道二30与汽轮机7连通后再与汽轮机高压缸6连接,凝汽器9中设置有冷却管31,冷却管31的两端均与冷却塔12连通,在冷却管31上设置有冷却水泵13、控制阀二14和控制阀三11,冷却水泵13、控制阀二14和控制阀三11均设置在汽轮机厂房8中,控制阀二14设置在冷却水泵13和凝汽器9之间,控制阀三11设置在凝汽器9和冷却塔12之间,在凝汽器9上设置有给水管20,给水管20与压力容器1连通,给水管20和压力容器1的连通处位于蒸汽管道一4和压力容器1的连通处的下方,在给水管20上设置有凝结水泵15、给水加热器17、给水泵18、控制阀四16和控制阀五19,凝结水泵15设置在给水加热器17和凝汽器9之间,控制阀四16设置在凝结水泵15和和给水加热器17之间,给水泵18设置在压力容器1和给水加热器17之间,控制阀五19设置在压力容器1和给水泵18之间;所述汽轮机7的数量为三个,三个汽轮机7依次安装在连接轴29上,蒸汽管道二30分别与三个汽轮机7连通;所述抑压水池23的数量为两个,且均设置在安全壳2的下方,两个抑压水池23沿着安全壳2的中心线对称设置,两个抑压水池23均通过排气管21与安全壳2内部连通,加水管33同时与两个抑压水池23连接,在每个抑压水池23中均设置有液位传感器35。在本实施例中,安全壳2内部的空腔也被称为干井24,而抑压水池23也称为湿井,既然为湿井,则说明在发电运行时,抑压水池23中需要保持时刻有水的状态,但是在实际使用时,并没有对抑压水池23中水位进行监测,都是人为经验添加,这存在很大的安全隐患,因此本方案增加了液位传感器35来对抑压水池23中的水位进行监控,当水位过低时,打开开闭阀34和水泵32来添加水,达到设定水位后,关闭开闭阀34和水泵32,实现自动控制,保证了抑压水池23中的水位符合要求,防止抑压水池23干涸,其采用的程序为现有程序,实现同步打开。循环管26为两根,其对称设置在压力容器1两侧,在每根循环管26上都安装有循环泵25用于保持对蒸汽的循环使用,压力容器1中安装有汽水分离器28,通过堆芯燃料棒27动作,高温使得内部的水进行蒸发产生蒸汽,部分液态的水通过排气管21回到抑压水池23中,而压力容器1空腔的顶部是存在大量蒸汽,其通过蒸汽管道一4进入到汽轮机高压缸6中,在汽轮机高压缸6的作用下产生高压,然后推动汽轮机7转动进行,使得发电机10进行发电,产生的电能通过输电网输出到需要的地方,蒸汽推动汽轮机7转动后,其压力被用于推动汽轮机7做功,但是其还是具备的高温,不能直接排放到空气中,所以设置了凝汽器9,利用凝汽器9将高温蒸汽进行降温冷凝,再进入到冷却塔12中冷却后排放,部分蒸汽凝结成的水在凝汽器9底部聚集,通过给水管20重新通入到压力容器1中进行使用,实现对水资源的重复利用,并且为了增加给水管20输水的效率,以及其能够保持压力容器1中核能发电时的效率,要在给水管20中安装水泵,使得其满足要求,而在压力容器1中由于存在高温,给水管20输入的水是被凝汽器冷凝过,如果直接输入,则产生的温度差容易导致安全事故,所以在给水管20上安装有给水加热器17,对给水进行预加热,减少温差,从而保证运行安全,并且本方案还在管道中安装有多个控制阀来对管道进行控制,使得安全系数更高,也提高了核能的利用率,该***在利用核能发电时能够采取了多重安全措施,提高了安全系数,使得发电过程更加安全,运行更加持久,对于核能的利用率更高,解决了现有核能发电结构中,由于结构设计不合理,使得发电时存在核能利用率低,安全保护措施不到位,在发电时存在很大的安全隐患的问题。
以上所述,仅是本发明的较佳实施例,并非对本发明做任何形式上的限制,凡是依据本发明的技术、方法实质上对以上实施例所作的任何简单修改、等同变化,均落入本发明的保护范围之内。
Claims (3)
1.一种能够提高核能发电时安全系数的***,其特征在于:包括反应堆厂房(3)、汽轮机厂房(8)和冷却塔(12),所述反应堆厂房(3)中设置有安全壳(2),安全壳(2)中设置有压力容器(1),压力容器(1)中设置有汽水分离器(28)和堆芯燃料棒(27),且堆芯燃料棒(27)设置在汽水分离器(28)的正下方且与汽水分离器(28)连接,在压力容器(1)的底部安装有控制棒(22),控制棒(22)设置在安全壳(2)中,安全壳(2)中还设置有循环管(26),循环管(26)的两端均与压力容器(1)连通,并且连通处位于汽水分离器(28)下方,在循环管(26)上设置有循环泵(25),在反应堆厂房(3)中设置有抑压水池(23),抑压水池(23)连通有排气管(21),且排气管(21)同时与抑压水池(23)和安全壳(2)内部连通,抑压水池(23)中设置有液位传感器(35),在抑压水池(23)下方设置有加水管(33),加水管(33)与抑压水池(23)的底部连通,并且加水管(33)上设置有开闭阀(34)和水泵(32),开闭阀(34)能够完全切断加水管(33),开闭阀(34)设置在水泵(32)和抑压水池(23)之间,且液位传感器(35)通过数据线同时与开闭阀(34)和水泵(32)连接;所述汽轮机厂房(8)中设置有汽轮机高压缸(6)、汽轮机(7)和发电机(10),汽轮机高压缸(6)上设置有连接轴(29),汽轮机(7)安装在连接轴(29)上,并且连接轴(29)与发电机(10)连接,汽轮机高压缸(6)连接有蒸汽管道一(4),蒸汽管道一(4)同时与汽轮机高压缸(6)和压力容器(1)连接,并且蒸汽管道一(4)上设置有控制阀一(5),控制阀一(5)能够完全切断蒸汽管道一(4),且控制阀一(5)设置在反应堆厂房(8)中;在汽轮机(7)下方设置有凝汽器(9),凝汽器(9)上设置有蒸汽管道二(30),蒸汽管道二(30)与汽轮机(7)连通后再与汽轮机高压缸(6)连接,凝汽器(9)中设置有冷却管(31),冷却管(31)的两端均与冷却塔(12)连通,在冷却管(31)上设置有冷却水泵(13)、控制阀二(14)和控制阀三(11),冷却水泵(13)、控制阀二(14)和控制阀三(11)均设置在汽轮机厂房(8)中,控制阀二(14)设置在冷却水泵(13)和凝汽器(9)之间,控制阀三(11)设置在凝汽器(9)和冷却塔(12)之间,在凝汽器(9)上设置有给水管(20),给水管(20)与压力容器(1)连通,给水管(20)和压力容器(1)的连通处位于蒸汽管道一(4)和压力容器(1)的连通处的下方,在给水管(20)上设置有凝结水泵(15)、给水加热器(17)、给水泵(18)、控制阀四(16)和控制阀五(19),凝结水泵(15)设置在给水加热器(17)和凝汽器(9)之间,控制阀四(16)设置在凝结水泵(15)和和给水加热器(17)之间,给水泵(18)设置在压力容器(1)和给水加热器(17)之间,控制阀五(19)设置在压力容器(1)和给水泵(18)之间。
2.根据权利要求1所述的一种能够提高核能发电时安全系数的***,其特征在于:所述汽轮机(7)的数量为三个,三个汽轮机(7)依次安装在连接轴(29)上,蒸汽管道二(30)分别与三个汽轮机(7)连通。
3.根据权利要求1所述的一种能够提高核能发电时安全系数的***,其特征在于:所述抑压水池(23)的数量为两个,且均设置在安全壳(2)的下方,两个抑压水池(23)沿着安全壳(2)的中心线对称设置,两个抑压水池(23)均通过排气管(21)与安全壳(2)内部连通,加水管(33)同时与两个抑压水池(23)连接,在每个抑压水池(23)中均设置有液位传感器(35)。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610500784.3A CN106128536A (zh) | 2016-06-30 | 2016-06-30 | 一种能够提高核能发电时安全系数的*** |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201610500784.3A CN106128536A (zh) | 2016-06-30 | 2016-06-30 | 一种能够提高核能发电时安全系数的*** |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN106128536A true CN106128536A (zh) | 2016-11-16 |
Family
ID=57284677
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201610500784.3A Pending CN106128536A (zh) | 2016-06-30 | 2016-06-30 | 一种能够提高核能发电时安全系数的*** |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN106128536A (zh) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN110957052A (zh) * | 2018-09-26 | 2020-04-03 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 核动力平台补水***及补水方法 |
CN114242284A (zh) * | 2021-12-17 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力试验***及调控方法 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012255660A (ja) * | 2011-06-07 | 2012-12-27 | Tohoku Univ | 無動力原子炉冷却システム |
CN103000236A (zh) * | 2011-09-08 | 2013-03-27 | 韩电原子力燃料株式会社 | 废燃料贮存池的被动式冷却装置 |
CN202855316U (zh) * | 2012-09-11 | 2013-04-03 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 压水堆核电厂安全壳冷却*** |
CN103489488A (zh) * | 2012-06-11 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 模块式压水堆 |
CN105047235A (zh) * | 2015-06-09 | 2015-11-11 | 中国核动力研究设计院 | 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却*** |
CN204760043U (zh) * | 2015-06-17 | 2015-11-11 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种两级抑压的安全壳及其抑压水池*** |
-
2016
- 2016-06-30 CN CN201610500784.3A patent/CN106128536A/zh active Pending
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012255660A (ja) * | 2011-06-07 | 2012-12-27 | Tohoku Univ | 無動力原子炉冷却システム |
CN103000236A (zh) * | 2011-09-08 | 2013-03-27 | 韩电原子力燃料株式会社 | 废燃料贮存池的被动式冷却装置 |
CN103489488A (zh) * | 2012-06-11 | 2014-01-01 | 中国核动力研究设计院 | 模块式压水堆 |
CN202855316U (zh) * | 2012-09-11 | 2013-04-03 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 压水堆核电厂安全壳冷却*** |
CN105047235A (zh) * | 2015-06-09 | 2015-11-11 | 中国核动力研究设计院 | 核反应堆严重事故状态下熔融物堆内滞留非能动冷却*** |
CN204760043U (zh) * | 2015-06-17 | 2015-11-11 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 一种两级抑压的安全壳及其抑压水池*** |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN110957052A (zh) * | 2018-09-26 | 2020-04-03 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 核动力平台补水***及补水方法 |
CN114242284A (zh) * | 2021-12-17 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力试验***及调控方法 |
CN114242284B (zh) * | 2021-12-17 | 2024-05-28 | 中国核动力研究设计院 | 一种核反应堆热工水力试验***及调控方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Naserbegi et al. | A novel exergy optimization of Bushehr nuclear power plant by gravitational search algorithm (GSA) | |
CN102956275A (zh) | 具有紧凑的非能动安全***的压水反应堆 | |
CN104167230A (zh) | 非能动混凝土安全壳冷却*** | |
US20170098483A1 (en) | Heat exchange system and nuclear reactor system | |
CN104361913A (zh) | 二次侧非能动余热导出*** | |
Wu et al. | Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system | |
CN204029396U (zh) | 非能动混凝土安全壳冷却*** | |
CN106128536A (zh) | 一种能够提高核能发电时安全系数的*** | |
CN106128522B (zh) | 一种基于采用核能发电的*** | |
Schulenberg et al. | Core design concepts for high performance light water reactors | |
Naserbegi et al. | Energy management of nuclear desalination plant by efficient coupling a pressurized water reactor and a multi-effect distillation system-thermodynamic evaluation | |
CN106369579A (zh) | 带炉水循环泵直流炉在炉水循环泵故障情况下的启动方法 | |
CN106158058B (zh) | 在运用核能发电时提高安全性的*** | |
CN104599730A (zh) | 一种压水堆核电发电机构 | |
CN105679384B (zh) | 小型核电站 | |
CN204242602U (zh) | 二次侧非能动余热导出*** | |
US3249506A (en) | Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system | |
US3371016A (en) | Integral boiling and superheating neutronic reactor | |
Yetisir et al. | Reactor core and plant design concepts of the Canadian supercritical water-cooled reactor | |
CN204961171U (zh) | 一种核电站余热风力发电*** | |
CN210441195U (zh) | 炼钢回收蒸汽再次利用*** | |
CN208920032U (zh) | 立式蒸汽发生器 | |
Chaplin | Genealogy of CANDU Reactors | |
CN211782808U (zh) | 一种硫化碱余热锅炉 | |
Bang | Modeling of Secondary System of SMART100 for Nuclear-Renewable Hybrid Energy System Analysis using MARS-KS |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
RJ01 | Rejection of invention patent application after publication | ||
RJ01 | Rejection of invention patent application after publication |
Application publication date: 20161116 |