JP2021518914A - 原子力施設の解体方法 - Google Patents
原子力施設の解体方法 Download PDFInfo
- Publication number
- JP2021518914A JP2021518914A JP2020557269A JP2020557269A JP2021518914A JP 2021518914 A JP2021518914 A JP 2021518914A JP 2020557269 A JP2020557269 A JP 2020557269A JP 2020557269 A JP2020557269 A JP 2020557269A JP 2021518914 A JP2021518914 A JP 2021518914A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- concrete
- dismantling
- bioprotective
- nuclear facility
- pressure vessel
- 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.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/28—Treating solids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
- G21D1/003—Nuclear facilities decommissioning arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/001—Decontamination of contaminated objects, apparatus, clothes, food; Preventing contamination thereof
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Food Science & Technology (AREA)
- Working Measures On Existing Buildindgs (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
原子力施設の解体方法は、原子炉圧力容器を生体保護コンクリートから分離する段階、コンクリート構造物を解体する段階、前記生体保護コンクリートをカバーする段階、および前記生体保護コンクリートを解体する段階を含む。
Description
本記載は原子力施設の解体方法に関する。
一般的に、原子力発電に利用される原子力施設のうち加圧軽水炉型原子力発電所は、原子炉圧力容器、原子炉圧力容器を支持する生体保護コンクリート(コンクリート製生体遮蔽体)、原子炉圧力容器と連結された蒸気発生器などの周辺施設、及び、生体保護コンクリートと隣り合って周辺施設を支持するコンクリート構造物を含む。
原子力施設の解体時、原子炉圧力容器を支持する生体保護コンクリートは放射化された状態であるため、生体保護コンクリートを解体する場合、生体保護コンクリートと隣り合う非放射化されたコンクリート構造物が汚染されるという問題がある。
一実施形態は、生体保護コンクリートの解体時に周辺が汚染されることが抑制された原子力施設の解体方法を提供する。
また、解体時間が最小化された原子力施設の解体方法を提供する。
一側面は、原子炉圧力容器、前記原子炉圧力容器を包み込む生体保護コンクリート、及び、前記原子炉圧力容器と離隔して前記生体保護コンクリートと隣り合うコンクリート構造物を含む原子力施設の解体方法において、前記原子炉圧力容器を前記生体保護コンクリートから分離する段階、前記コンクリート構造物を解体する段階、前記生体保護コンクリートをカバーする段階、および、前記生体保護コンクリートを解体する段階を含む原子力施設の解体方法を提供する。
前記原子力施設は、前記原子炉圧力容器、前記生体保護コンクリート、前記コンクリート構造物を格納する格納容器をさらに含み、前記コンクリート構造物の解体および前記生体保護コンクリートの解体は、前記格納容器の内部で行い得る。
前記コンクリート構造物は、順次積層された、第１層コンクリート、第１フロア、第２層コンクリート、第２フロア、第３層コンクリート、第３フロア、及び第４層コンクリートを含み得る。
前記コンクリート構造物を解体する段階は、前記第４層コンクリートを解体する段階、前記第３フロアおよび前記第３層コンクリートを解体する段階、前記第２フロアおよび前記第２層コンクリートを解体する段階、および、前記第１フロアおよび前記第１層コンクリートを解体する段階を含み得る。
前記生体保護コンクリートをカバーする段階は、前記生体保護コンクリートを包装容器で密閉して行い得る。
前記生体保護コンクリートを解体する段階は、前記包装容器の内部空気を吸引（ｓｕｃｔｉｏｎ）して行い得る。
前記原子炉圧力容器は加圧軽水炉型であり得る。
一実施形態によれば、生体保護コンクリートの解体時に周辺が汚染されることが抑制された原子力施設の解体方法が提供される。
また、解体時間が最小化された原子力施設の解体方法が提供される。
以下、添付する図面を参照して本発明の一実施形態について本発明が属する技術分野における通常の知識を有する者が容易に実施できるように詳細に説明する。本発明は様々な異なる形態で実現することができ、ここで説明する一実施形態に限定されない。
また、明細書全体で、ある部分がある構成要素を「含む」というとき、これは特に反対の意味を示す記載がない限り、他の構成要素を除くのではなく他の構成要素をさらに含み得ることを意味する。
以下、図１ないし図７を参照して一実施形態による原子力施設の解体方法を説明する。
以下では、原子力施設として加圧軽水炉型（ＰＷＲ）原子力発電所を一例として説明するが、これに限定されず原子力施設は沸騰軽水炉型（ＢＷＲ）原子力発電所であり得る。
加圧軽水炉型原子力発電所は、冷却材及び減速材として軽水を使用して、核燃料としてはウラニウム２３５を約２％ないし４％に濃縮して使用する。
加圧軽水炉型原子力発電所は、原子炉内にて核***により発生する熱を蒸気発生器に送って熱交換させる原子炉系統に関連する施設と、蒸気発生器にて発生した蒸気でタービンを回し、その後に復水器を経て水に還元させてから、蒸気発生器へと戻して循環させる、タービンおよび発電機の系統に関連する施設とに区分されうる。
一般的に原子炉系統の熱伝達媒体である冷却材（軽水）は、原子炉で約３２０℃まで加熱されるのであり、沸騰しないように約１５３気圧に加圧される。
系統を構成する機器としては、一定のエンタルピーを維持するために圧力を調整する加圧器、及び、原子炉と蒸気発生器との間に冷却材を循環させる冷却材ポンプがある。
蒸気発生器にて発生した蒸気がタービンを回して、タービン軸に連結された発電機にて電力を生産する系統は、一般火力発電所の原理と同一であり得る。
図１は一実施形態による原子力施設の解体方法を示すフローチャートである。図２ないし図７は一実施形態による原子力施設の解体方法を説明するための図面である。
まず、図１および図２を参照すると、原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート３００から分離する（Ｓ１００）。
図２は原子力施設を示す図である。
具体的には、図２を参照すると、原子力施設１０００は、原子炉圧力容器１００、原子炉圧力容器１００を包み込み原子炉圧力容器１００を支持する生体保護コンクリート３００、原子炉圧力容器１００および生体保護コンクリート３００と離隔して原子炉圧力容器１００と連結された蒸気発生器などの周辺施設２００、原子炉圧力容器１００と離隔して生体保護コンクリート３００と隣り合って蒸気発生器などの周辺施設２００を支持するコンクリート構造物４００、および、原子炉圧力容器１００、生体保護コンクリート３００、周辺施設２００およびコンクリート構造物４００を格納する格納容器５００を含む。
原子力施設１０００に含まれた、原子炉圧力容器１００、生体保護コンクリート３００、周辺施設２００、コンクリート構造物４００、及び、格納容器５００は、公知された多様な構造を有することができる。
原子炉圧力容器１００は加圧軽水炉型であり得るが、これに限定されない。
一例として、原子炉圧力容器１００は沸騰軽水炉型であり得る。
原子力施設１０００は、原子炉圧力容器１００、生体保護コンクリート３００、およびコンクリート構造物４００を含む場合、多様な形態であり得る。
まず、原子力施設１０００の解体のために、格納容器５００の内部に位置する原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート３００から分離する。
原子炉圧力容器１００を生体保護コンクリート３００から分離する前に、原子炉圧力容器１００に連結された配管などを、まず切断し得る。
そして、格納容器５００の内部に位置する蒸気発生器などの周辺施設２００を、コンクリート構造物４００から分離する。
周辺施設２００をコンクリート構造物４００から分離する前に、周辺施設２００に連結された配管などをまず切断し得る。
原子炉圧力容器１００および周辺施設２００を、生体保護コンクリート３００およびコンクリート構造物４００からそれぞれ分離するために、生体保護コンクリート３００およびコンクリート構造物４００のそれぞれの一部を切断し得る。
次に、図３ないし図６を参照すると、コンクリート構造物４００を解体する（Ｓ２００）。
具体的には、図３を参照すると、格納容器５００の内部に位置して生体保護コンクリート３００と隣り合うコンクリート構造物４００は、格納容器５００の底部から順次積層された、第１層コンクリート４１０、第１フロア４２０、第２層コンクリート４３０、第２フロア４４０、第３層コンクリート４５０、第３フロア４６０、及び、第４層コンクリート４７０を含む。
コンクリート構造物４００の解体は、格納容器５００の内部で行う。コンクリート構造物４００の解体は、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）等のコンクリート切断手段を利用して行い得る。
まず、生体保護コンクリート３００の周辺の第４層コンクリート４７０を除染および解体する。
次に、図４を参照すると、生体保護コンクリート３００の周辺の第３フロア４６０および第３層コンクリート４５０を除染および解体する。
次に、図５を参照すると、生体保護コンクリート３００の周辺の第２フロア４４０および第２層コンクリート４３０を除染および解体する。
次に、図６を参照すると、生体保護コンクリート３００の周辺の第１フロア４２０および第１層コンクリート４１０を除染および解体する。
このように、コンクリート構造物４００を解体する際、高放射化領域である生体保護コンクリート３００は残し、生体保護コンクリート３００の周辺に位置するコンクリート構造物４００をまず解体することによって、生体保護コンクリート３００の解体によるコンクリート構造物４００の汚染が防止される。
すなわち、格納容器５００内部のコンクリート構造物４００および生体保護コンクリート３００を解体する際に、低放射化領域であるコンクリート構造物４００から解体を始めることによって、高放射化領域である生体保護コンクリート３００の解体時に発生する粉塵拡散により他の構造物が汚染されるということが防止される。
また、コンクリート構造物４００を解体する際、生体保護コンクリート３００が柱の役割をする状態で、コンクリート構造物４００に含まれた第１層コンクリート４１０、第１フロア４２０、第２層コンクリート４３０、第２フロア４４０、第３層コンクリート４５０、第３フロア４６０、及び、第４層コンクリート４７０を、最上層から低層への順に解体することによって、追加の安全性補強構造物の設置が不要であるため、原子力施設１０００の解体時間が最小化される。
次に、図７を参照すると、生体保護コンクリート３００をカバーする（Ｓ３００）。
具体的には、格納容器５００の内部に位置する生体保護コンクリート３００を、包装容器１０で密閉する。包装容器１０は、生体保護コンクリート３００を密閉できるものであれば、公知された多様な材料を含み得る。包装容器１０は、ポンプなどを含む吸引部２０と連結されている。
次に、生体保護コンクリート３００を解体する（Ｓ４００）。
具体的には、吸引部２０を利用して包装容器１０の内部空気を吸引（ｓｕｃｔｉｏｎ）する状態で、生体保護コンクリート３００を除染および解体する。
生体保護コンクリート３００の解体は、格納容器５００の内部に位置する包装容器１０の内部で行う。
生体保護コンクリート３００の解体は、ワイヤソー（ｗｉｒｅ ｓａｗ）等のコンクリート切断手段を利用して行い得る。
生体保護コンクリート３００が包装容器１０により密閉され、包装容器１０の内部空気が吸引される状態で生体保護コンクリート３００が解体されることによって、高放射化領域である生体保護コンクリート３００の解体時に発生する粉塵の拡散により格納容器５００の内部が汚染されるということが防止される。
以上のように、一実施形態による原子力施設の解体方法は、格納容器５００の内部に位置するコンクリート構造物４００を解体する際、高放射化領域である生体保護コンクリート３００は残し、生体保護コンクリート３００の周辺に位置するコンクリート構造物４００をまず解体することによって、生体保護コンクリート３００の解体にともなう粉塵の拡散による、コンクリート構造物４００の汚染および格納容器５００の内部の汚染を防止する。
また、一実施形態による原子力施設の解体方法は、格納容器５００の内部に位置する生体保護コンクリート３００を解体する際、生体保護コンクリート３００の周辺のコンクリート構造物４００をまず解体し、生体保護コンクリート３００を包装容器１０で密閉し、包装容器１０の内部空気を吸引する状態で、生体保護コンクリート３００を解体することによって、高放射化領域である生体保護コンクリート３００の解体時に発生する粉塵の拡散により格納容器５００内部が汚染されるということを防止する。
すなわち、生体保護コンクリート３００の解体時に周辺が汚染されることが抑制された原子力施設の解体方法が提供される。
また、一実施形態による原子力施設の解体方法は、コンクリート構造物４００を解体する際、解体しない生体保護コンクリート３００が柱の役割をする状態で、コンクリート構造物４００を最上層から低層への順に解体することによって、追加の安全性補強構造物設置が不必要であるため、原子力施設１０００の解体時間を最小化する。
すなわち、原子力施設１０００の解体時間が最小化された原子力施設の解体方法が提供される。
以上で本発明の実施形態について詳細に説明したが、本発明の権利範囲はこれに限定されるものではなく、次の請求範囲で定義している本発明の基本概念を利用した当業者の様々な変形および改良形態も本発明の権利範囲に属する。
原子炉圧力容器１００、生体保護コンクリート３００、コンクリート構造物４００
Claims (7)
- 原子炉圧力容器、前記原子炉圧力容器を包み込む生体保護コンクリート、及び、前記原子炉圧力容器と離隔して前記生体保護コンクリートと隣り合うコンクリート構造物を含む原子力施設の解体方法において、
前記原子炉圧力容器を前記生体保護コンクリートから分離する段階；
前記コンクリート構造物を解体する段階；
前記生体保護コンクリートをカバーする段階；および
前記生体保護コンクリートを解体する段階
を含む、原子力施設の解体方法。 - 前記原子力施設は、前記原子炉圧力容器、前記生体保護コンクリート、及び前記コンクリート構造物を格納する、格納容器をさらに含み、
前記コンクリート構造物の解体および前記生体保護コンクリートの解体は、前記格納容器の内部で行う、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。 - 前記コンクリート構造物は、順次に積層された第１層コンクリート、第１フロア、第２層コンクリート、第２フロア、第３層コンクリート、第３フロア、及び第４層コンクリートを含む、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
- 前記コンクリート構造物を解体する段階は、
前記第４層コンクリートを解体する段階；
前記第３フロアおよび前記第３層コンクリートを解体する段階；
前記第２フロアおよび前記第２層コンクリートを解体する段階；および
前記第１フロアおよび前記第１層コンクリートを解体する段階
を含む、請求項３に記載の原子力施設の解体方法。 - 前記生体保護コンクリートをカバーする段階は、前記生体保護コンクリートを包装容器で密閉して行う、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
- 前記生体保護コンクリートを解体する段階は、前記包装容器の内部空気を吸引（ｓｕｃｔｉｏｎ）して行う、請求項５に記載の原子力施設の解体方法。
- 前記原子炉圧力容器は、加圧軽水炉型である、請求項１に記載の原子力施設の解体方法。
Applications Claiming Priority (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR10-2018-0045649 | 2018-04-19 | ||
| KR1020180045649A KR102092373B1 (ko) | 2018-04-19 | 2018-04-19 | 원자력 시설의 해체 방법 |
| PCT/KR2019/004665 WO2019203582A1 (ko) | 2018-04-19 | 2019-04-18 | 원자력 시설의 해체 방법 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP2021518914A true JP2021518914A (ja) | 2021-08-05 |
| JP7125508B2 JP7125508B2 (ja) | 2022-08-24 |
Family
ID=68239781
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2020557269A Active JP7125508B2 (ja) | 2018-04-19 | 2019-04-18 | 原子力施設の解体方法 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US11610695B2 (ja) |
| EP (1) | EP3783624A4 (ja) |
| JP (1) | JP7125508B2 (ja) |
| KR (1) | KR102092373B1 (ja) |
| WO (1) | WO2019203582A1 (ja) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012230084A (ja) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Shimizu Corp | 原子力発電所建屋の解体方法 |
| JP2014055824A (ja) * | 2012-09-12 | 2014-03-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電所等の換気空調設備 |
| JP2017067754A (ja) * | 2015-09-29 | 2017-04-06 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉建屋の解体工法 |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6466371A (en) | 1987-09-08 | 1989-03-13 | Kajima Corp | Method of overhauling nuclear reactor |
| JP2857805B2 (ja) * | 1990-10-22 | 1999-02-17 | 株式会社竹中工務店 | 原子炉生体遮蔽体構造物における放射化部分の大ブロック化切取り方法 |
| US6586758B2 (en) | 2001-06-11 | 2003-07-01 | Biodex Medical Systems, Inc. | Radiopharmaceutical pig and transportation apparatus |
| JP4280921B2 (ja) | 2004-02-27 | 2009-06-17 | 株式会社Ｉｈｉ | 原子炉設備の解体工法 |
| KR101024039B1 (ko) | 2009-12-23 | 2011-03-22 | 한국원자력연구원 | 연구용 원자로 차폐체 콘크리트 해체 방법 |
| US8873696B2 (en) * | 2010-03-27 | 2014-10-28 | Special Applications Technology, Inc. | Systems and methods for dismantling a nuclear reactor |
| JP6424437B2 (ja) * | 2014-02-13 | 2018-11-21 | 株式会社Ihi | 原子炉の撤去工法 |
| US20160125963A1 (en) * | 2014-10-29 | 2016-05-05 | Robin Jerry McDaniel | Intrinsically safe nuclear reactor |
| KR101662588B1 (ko) * | 2016-05-03 | 2016-10-05 | 인영건설 주식회사 | 원전구조물 해체용 건식 와이어쏘를 이용한 절단시스템과 이의 절단 및 해체공법 |
| JP6466371B2 (ja) | 2016-07-07 | 2019-02-06 | 透一 野渡 | リング状部品の製造方法及び製造装置 |
-
2018
- 2018-04-19 KR KR1020180045649A patent/KR102092373B1/ko active IP Right Grant
-
2019
- 2019-04-18 JP JP2020557269A patent/JP7125508B2/ja active Active
- 2019-04-18 EP EP19788648.4A patent/EP3783624A4/en active Pending
- 2019-04-18 US US17/048,317 patent/US11610695B2/en active Active
- 2019-04-18 WO PCT/KR2019/004665 patent/WO2019203582A1/ko active Application Filing
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2012230084A (ja) * | 2011-04-27 | 2012-11-22 | Shimizu Corp | 原子力発電所建屋の解体方法 |
| JP2014055824A (ja) * | 2012-09-12 | 2014-03-27 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力発電所等の換気空調設備 |
| JP2017067754A (ja) * | 2015-09-29 | 2017-04-06 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 原子炉建屋の解体工法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US11610695B2 (en) | 2023-03-21 |
| EP3783624A4 (en) | 2022-01-26 |
| EP3783624A1 (en) | 2021-02-24 |
| US20210158982A1 (en) | 2021-05-27 |
| WO2019203582A1 (ko) | 2019-10-24 |
| KR102092373B1 (ko) | 2020-03-23 |
| JP7125508B2 (ja) | 2022-08-24 |
| KR20190122028A (ko) | 2019-10-29 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2965323B1 (en) | Managing nuclear reactor spent fuel rods | |
| US7154982B2 (en) | Compact pressurized water nuclear reactor | |
| US9786396B2 (en) | Decay heat conversion to electricity and related methods | |
| US10529457B2 (en) | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor | |
| EP2973594B1 (en) | Apparatus for passively cooling a nuclear plant coolant reservoir | |
| WO2017056645A1 (ja) | 原子力プラントの解体方法 | |
| JP2021518914A (ja) | 原子力施設の解体方法 | |
| JP2022516089A (ja) | 原子力施設の解体方法 | |
| JP7036947B2 (ja) | 原子力施設の解体方法 | |
| JP6975348B2 (ja) | 原子力施設の解体方法 | |
| JP7052077B2 (ja) | 加圧軽水炉型原子力発電所の生体保護コンクリートの解体および除染のシステムおよび方法 | |
| JP2006010330A (ja) | 使用済燃料の高密度貯蔵システム | |
| KR102570118B1 (ko) | 원자력 시설의 해체 시스템 | |
| CN105122377B (zh) | 限制乏燃料池补给水的安全壳内乏燃料储存器 | |
| JP2015114203A (ja) | アニュラス空気浄化装置及び原子力発電プラント | |
| JP2022522696A (ja) | 原子力施設の解体方法 | |
| RU2118001C1 (ru) | Кипящий ядерный реактор и ядерная энергетическая установка, в которой он используется | |
| JP2020076621A (ja) | 原子力プラントの機器処理方法 | |
| Looney | State-of-the-art NPP technology | |
| Herzog et al. | The PHWR of siemens as appropriate type of the SMPR-class | |
| JP2018063197A (ja) | 原子力発電システム | |
| Topf | Full System Decontamination (FSD) with the CORD {sup R} Family prior to Decommissioning-Experiences at the German NPP Obrigheim 2007 | |
| JP2004093142A (ja) | 原子力蒸気供給カセット及びそれを用いたパッケージ型原子炉 | |
| Kishimoto et al. | Decommissioning activity of phase 2 in JRR-2 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A621 | Written request for application examination |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A621 Effective date: 20201016 |
|
| A131 | Notification of reasons for refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A131 Effective date: 20211207 |
|
| A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20220307 |
|
| TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
| A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20220719 |
|
| A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20220812 |
|
| R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Ref document number: 7125508 Country of ref document: JP Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |