JPH0360078B2 - - Google Patents
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- JPH0360078B2 JPH0360078B2 JP59019312A JP1931284A JPH0360078B2 JP H0360078 B2 JPH0360078 B2 JP H0360078B2 JP 59019312 A JP59019312 A JP 59019312A JP 1931284 A JP1931284 A JP 1931284A JP H0360078 B2 JPH0360078 B2 JP H0360078B2
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- reactor fuel
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- fuel assembly
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- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 30
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 6
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 6
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 claims description 3
- 210000002105 tongue Anatomy 0.000 description 15
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 230000013011 mating Effects 0.000 description 2
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910000712 Boron steel Inorganic materials 0.000 description 1
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- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 description 1
- 229910000601 superalloy Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- 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
-
- 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
-
- 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)
- Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)
- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、床面に垂直に配置されて保持された
長尺の収容筒を有し、この収容筒の上端に原子炉
燃料集合体ないし原子炉燃料集合体部品を収容筒
の内部に吊り下げるための保持装置が付属されて
いるような長尺の原子炉燃料集合体および/ない
し長尺の原子炉燃料集合体部品の貯蔵装置に関す
る。
長尺の収容筒を有し、この収容筒の上端に原子炉
燃料集合体ないし原子炉燃料集合体部品を収容筒
の内部に吊り下げるための保持装置が付属されて
いるような長尺の原子炉燃料集合体および/ない
し長尺の原子炉燃料集合体部品の貯蔵装置に関す
る。
かかる貯蔵装置は既に提案されている。この既
に提案されている貯蔵装置の収容筒は、その上端
にある開口の縁においてクランプによつて、別の
収容筒の上端にある開口の縁に、および場合によ
つては床面に立つている支柱にあるアームに取り
付けられている。この貯蔵装置の場合、原子炉燃
料集合体ないし原子炉燃料集合体部品を吊り下げ
るための保持装置は、収容筒の上端にある開口の
中の単純なUリンクから成つている。
に提案されている貯蔵装置の収容筒は、その上端
にある開口の縁においてクランプによつて、別の
収容筒の上端にある開口の縁に、および場合によ
つては床面に立つている支柱にあるアームに取り
付けられている。この貯蔵装置の場合、原子炉燃
料集合体ないし原子炉燃料集合体部品を吊り下げ
るための保持装置は、収容筒の上端にある開口の
中の単純なUリンクから成つている。
本発明の目的は、上述の既に提案されている貯
蔵装置を、収容筒の中にある原子炉燃料集合体な
いし原子炉燃料集合体部品がたとえば地震の際に
生ずるような水平のせん断力および垂直の圧縮力
に対して一層良好に支持されるように改善するこ
とにある。
蔵装置を、収容筒の中にある原子炉燃料集合体な
いし原子炉燃料集合体部品がたとえば地震の際に
生ずるような水平のせん断力および垂直の圧縮力
に対して一層良好に支持されるように改善するこ
とにある。
本発明によればこの目的は、冒頭に述べた形式
の貯蔵装置において、保持装置が、収容筒の上端
にある開口を閉鎖するために設計された蓋の内側
に設けられていることによつて達成される。
の貯蔵装置において、保持装置が、収容筒の上端
にある開口を閉鎖するために設計された蓋の内側
に設けられていることによつて達成される。
好ましくは収容筒の上端にある開口の中にはめ
込まれるかあるいはこの収容筒の上端に被せられ
た蓋は、事故の際たとえば地震によつて収容筒に
水平および垂直の力が作用した場合に、この収容
筒の形状を安定させる。従つて収容筒の内部にお
いて蓋に自由に吊り下げられた原子炉燃料集合体
ないし原子炉燃料集合体部品の圧縮あるいは折損
は十分に防止させる。
込まれるかあるいはこの収容筒の上端に被せられ
た蓋は、事故の際たとえば地震によつて収容筒に
水平および垂直の力が作用した場合に、この収容
筒の形状を安定させる。従つて収容筒の内部にお
いて蓋に自由に吊り下げられた原子炉燃料集合体
ないし原子炉燃料集合体部品の圧縮あるいは折損
は十分に防止させる。
更に蓋は収容筒の上端にある開口を完全に閉鎖
するので、収容筒の中において蓋に自由に垂直に
吊り下げられた原子炉燃料集合体ないし原子炉燃
料集合体部品に外部から接近できず、従つて外部
からのたとえば工具の不注意な操作による損傷に
対して防護される。更に収容筒の上端にある開口
における蓋は、収容筒の中に異物が落下してこの
異物が原子炉燃料集合体の部品に沈殿することが
ないことを保証する。なおこの原子炉燃料集合体
の部品に沈殿した異物は、場合によつてはかなり
の経費をかけてもほとんど除去することができな
い。
するので、収容筒の中において蓋に自由に垂直に
吊り下げられた原子炉燃料集合体ないし原子炉燃
料集合体部品に外部から接近できず、従つて外部
からのたとえば工具の不注意な操作による損傷に
対して防護される。更に収容筒の上端にある開口
における蓋は、収容筒の中に異物が落下してこの
異物が原子炉燃料集合体の部品に沈殿することが
ないことを保証する。なおこの原子炉燃料集合体
の部品に沈殿した異物は、場合によつてはかなり
の経費をかけてもほとんど除去することができな
い。
収容筒が外周面に半径方向に長い長孔をもつた
固定舌片を有し、この固定舌片が、垂直に配置さ
れた別の収容筒の外周面にある軸方向に長い長孔
をもつた固定舌片に、両方の収容筒の舌片にある
長孔を貫通する保持ボルトによつて接続されてい
ると良い。このようにして垂直に配置された収容
筒の堅固な結合が得られ、特に地震の際に生ずる
水平方向の障害力が補償されるので、この障害力
が収容筒の中に吊り下げられた原子炉燃料集合体
を折損することはない。
固定舌片を有し、この固定舌片が、垂直に配置さ
れた別の収容筒の外周面にある軸方向に長い長孔
をもつた固定舌片に、両方の収容筒の舌片にある
長孔を貫通する保持ボルトによつて接続されてい
ると良い。このようにして垂直に配置された収容
筒の堅固な結合が得られ、特に地震の際に生ずる
水平方向の障害力が補償されるので、この障害力
が収容筒の中に吊り下げられた原子炉燃料集合体
を折損することはない。
以下図面に示す実施例に基づいて本発明を詳細
に説明する。
に説明する。
第1図および第2図には貯蔵装置における6個
の収容筒2が示されており、これらの収容筒2は
円形断面を有し、水平の平らな床面3の上に垂直
に立てられている。これらの収容筒2は断面角形
に、たとえば断面正方形にすることもできる。
の収容筒2が示されており、これらの収容筒2は
円形断面を有し、水平の平らな床面3の上に垂直
に立てられている。これらの収容筒2は断面角形
に、たとえば断面正方形にすることもできる。
これらの収容筒2はその外周面に互に隔てられ
た2つの横断平面においてそれぞれ4個の固定舌
片4,14を有し、これらの舌片4,14は各横
断平面において互に90゜の角度を隔てて星形に配
置されている。それぞれこれらの4個の固定舌片
4,14はその長手面においてその収容筒2の長
手軸心を通つて配置されている。これらの固定舌
片4ないし14には長孔5ないし15があり、こ
の長孔5ないし15は収容筒2に関して軸方向な
いし半径方向に長くなつている。互に隣接する2
個の収容筒2の固定舌片4と14はボルト6によ
つて互に接続されている。このボルト6はその両
方の固定舌片4,14の長孔5,15を貫通し
て、それらの両方の固定舌片4,14に対して締
め付けられている。第3図に明瞭に示したよう
に、一方の舌片4の長孔5は収容筒2に関して軸
方向に、他方の舌片14の長孔15は半径方向に
それぞれ長くなつている。
た2つの横断平面においてそれぞれ4個の固定舌
片4,14を有し、これらの舌片4,14は各横
断平面において互に90゜の角度を隔てて星形に配
置されている。それぞれこれらの4個の固定舌片
4,14はその長手面においてその収容筒2の長
手軸心を通つて配置されている。これらの固定舌
片4ないし14には長孔5ないし15があり、こ
の長孔5ないし15は収容筒2に関して軸方向な
いし半径方向に長くなつている。互に隣接する2
個の収容筒2の固定舌片4と14はボルト6によ
つて互に接続されている。このボルト6はその両
方の固定舌片4,14の長孔5,15を貫通し
て、それらの両方の固定舌片4,14に対して締
め付けられている。第3図に明瞭に示したよう
に、一方の舌片4の長孔5は収容筒2に関して軸
方向に、他方の舌片14の長孔15は半径方向に
それぞれ長くなつている。
第1図および第2図における貯蔵装置の1つの
収容筒2の上端にある開口は蓋7で閉鎖されてい
る。この蓋7はそこでは収容筒2の平らな端面の
上に載つており、内側にある心出し用の円筒状は
め合い部片8で収容筒2の中にはまり込み、その
ようにして開口にぴつたり合わされている。蓋7
の内側においてはめ合い部片8には、原子炉燃料
集合体11の頭部10をつかむ作動可能な2本の
グラブアーム9をもつた保持装置が配置されてい
る。従つて原子炉燃料集合体11は収容筒2の内
部に蓋7において垂直に自由に吊り下げられる。
燃料集合体11の蓋7に作用する全重量に基づい
て、この蓋7による収容筒2の上端にある開口の
確実な閉鎖が保証される。
収容筒2の上端にある開口は蓋7で閉鎖されてい
る。この蓋7はそこでは収容筒2の平らな端面の
上に載つており、内側にある心出し用の円筒状は
め合い部片8で収容筒2の中にはまり込み、その
ようにして開口にぴつたり合わされている。蓋7
の内側においてはめ合い部片8には、原子炉燃料
集合体11の頭部10をつかむ作動可能な2本の
グラブアーム9をもつた保持装置が配置されてい
る。従つて原子炉燃料集合体11は収容筒2の内
部に蓋7において垂直に自由に吊り下げられる。
燃料集合体11の蓋7に作用する全重量に基づい
て、この蓋7による収容筒2の上端にある開口の
確実な閉鎖が保証される。
蓋7の内側における保持装置は、原子炉燃料集
合体の部品たとえば燃料棒や制御要素に連結して
吊り下げられるようにも形成できる。
合体の部品たとえば燃料棒や制御要素に連結して
吊り下げられるようにも形成できる。
蓋7は外側にクレーンから成る荷役搬送装置に
対する連結部分12を有し、この荷役搬送装置は
フツクに掛ける連結具13を有している。
対する連結部分12を有し、この荷役搬送装置は
フツクに掛ける連結具13を有している。
その頭部10が蓋7のグラブ9に吊られる原子
炉燃料集合体11は次のようなクレーンで吊り下
げることができる。すなわち蓋7が連結具13を
介してクレーンフツクに掛けられ、収容筒2の中
に降ろされ、この収容筒2の中に自由に吊り下げ
て支持され、その後蓋7がこの収容筒2の上端に
ある開口に降ろされるようなクレーンで吊り下げ
ることができる。
炉燃料集合体11は次のようなクレーンで吊り下
げることができる。すなわち蓋7が連結具13を
介してクレーンフツクに掛けられ、収容筒2の中
に降ろされ、この収容筒2の中に自由に吊り下げ
て支持され、その後蓋7がこの収容筒2の上端に
ある開口に降ろされるようなクレーンで吊り下げ
ることができる。
収容筒2および蓋7は超合金で構成できる。臨
界質量を防止するために、収容筒2および蓋7が
中性子を強力に吸収する材料たとえばボロン鋼で
構成しても良い。第1図および第2図における貯
蔵装置は乾式貯蔵室の中に設置でき、そこで特に
新たに作られた未照射の(新)原子炉燃料集合体
や原子炉燃料集合体部品を貯蔵するために用いら
れる。しかしこの貯蔵装置は水が満たされた貯蔵
槽の中に設置することもでき、そこでは特に照射
済(使用済)の原子炉燃料集合体や原子炉燃料集
合体部品を収容する。収容筒2が両側端に空気あ
るいは水に対する図示していない貫流部を有して
いると有利である。
界質量を防止するために、収容筒2および蓋7が
中性子を強力に吸収する材料たとえばボロン鋼で
構成しても良い。第1図および第2図における貯
蔵装置は乾式貯蔵室の中に設置でき、そこで特に
新たに作られた未照射の(新)原子炉燃料集合体
や原子炉燃料集合体部品を貯蔵するために用いら
れる。しかしこの貯蔵装置は水が満たされた貯蔵
槽の中に設置することもでき、そこでは特に照射
済(使用済)の原子炉燃料集合体や原子炉燃料集
合体部品を収容する。収容筒2が両側端に空気あ
るいは水に対する図示していない貫流部を有して
いると有利である。
第1図は本発明に基づく貯蔵装置の縦断面図、
第2図は第1図における−線に沿う断面図、
第3図は第1図における部分の拡大詳細図であ
る。 2……収容筒、3……床板、4……舌片、5…
…長孔、6……ボルト、7……蓋、11……原子
炉燃料集合体、12……連結部分、14……舌
片、15……長孔。
第2図は第1図における−線に沿う断面図、
第3図は第1図における部分の拡大詳細図であ
る。 2……収容筒、3……床板、4……舌片、5…
…長孔、6……ボルト、7……蓋、11……原子
炉燃料集合体、12……連結部分、14……舌
片、15……長孔。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 床面に垂直に配置されて保持された長尺の収
容筒を有し、この収容筒の上端に原子炉燃料集合
体ないし原子炉燃料集合体部品を収容筒の内部に
吊り下げるための保持装置が付属されているよう
な長尺の原子炉燃料集合体および/ないし長尺の
原子炉燃料集合体部品の貯蔵装置において、前記
保持装置が、収容筒2の上端にある開口を閉鎖す
るために設計された蓋7の内側に設けられている
ことを特徴とする長尺原子炉燃料集合体ないしそ
の部品の貯蔵装置。 2 蓋7が収容筒2の上端にある開口の中にはめ
込まれているか又はこの収容筒2の上端に被せら
れていることを特徴とする特許請求の範囲第1項
記載の貯蔵装置。 3 蓋7の外側に荷役運搬装置に対する連結部分
12が設けられていることを特徴とする特許請求
の範囲第1項記載の貯蔵装置。 4 収容筒2が外周面に半径方向に長い長孔5を
もつた固定舌片4を有し、この固定舌片4が、垂
直に配置された別の収容筒2の外周面にある軸方
向に長い長孔15をもつた固定舌片14に、両方
の収容筒2の舌片4,14にある長孔5,15を
貫通する保持ボルト6によつて接続されているこ
とを特徴とする特許請求の範囲第1項記載の貯蔵
装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE3304078A DE3304078C2 (de) | 1983-02-07 | 1983-02-07 | Lagereinrichtung für ein langgestrecktes Kernreaktorbrennelement und/oder ein langgestrecktes Kernreaktorbrennelementteil |
| DE3304078.8 | 1983-02-07 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS59147298A JPS59147298A (ja) | 1984-08-23 |
| JPH0360078B2 true JPH0360078B2 (ja) | 1991-09-12 |
Family
ID=6190197
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP59019312A Granted JPS59147298A (ja) | 1983-02-07 | 1984-02-03 | 長尺原子炉燃料集合体ないしその部品の貯蔵装置 |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4652422A (ja) |
| JP (1) | JPS59147298A (ja) |
| KR (1) | KR910004786B1 (ja) |
| BR (1) | BR8400496A (ja) |
| DE (1) | DE3304078C2 (ja) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2814274B1 (fr) * | 2000-09-15 | 2002-11-29 | Commissariat Energie Atomique | Installation d'entreposage de combustible irradie ou de matieres radioactives |
| US8630384B2 (en) * | 2003-10-10 | 2014-01-14 | Nac International, Inc. | Container and method for storing or transporting spent nuclear fuel |
| KR101063484B1 (ko) * | 2009-08-14 | 2011-09-08 | (주) 코네스코퍼레이션 | 핵연료집합체 저장용 매달림형 조밀저장대 |
| BE1021571B1 (fr) | 2013-03-13 | 2015-12-14 | Cockerill Maintenance & Ingeniere S.A. | Systeme integre de construction et de transport d'ensembles d'emballage et leurs stations d'assemblage, de remplissage et de desassemblage |
| JP6663344B2 (ja) * | 2016-12-09 | 2020-03-11 | 三菱重工業株式会社 | 核燃料貯蔵用ラック |
Family Cites Families (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2954335A (en) * | 1946-02-04 | 1960-09-27 | Eugene P Wigner | Neutronic reactor |
| US2894893A (en) * | 1953-05-25 | 1959-07-14 | Jr Kriegh G Carney | Fuel element for nuclear reactor |
| GB935025A (en) * | 1960-08-11 | 1963-08-28 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to apparatus for releasably suspending a nuclear fuel element |
| FR1420588A (fr) * | 1964-10-30 | 1965-12-10 | Snecma | Barre de contrôle pour réacteur nucléaire |
| DE1514389C3 (de) * | 1965-01-27 | 1973-11-29 | Siemens Ag, 1000 Berlin U. 8000 Muenchen | Transportbehälter fur verbrauchte Brennelemente von Kernreaktoren |
| US4016749A (en) * | 1973-07-05 | 1977-04-12 | Wachter William J | Method and apparatus for inspection of nuclear fuel rods |
| DE2722870C2 (de) * | 1977-04-25 | 1985-11-28 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennelementlager mit einem wassergefüllten Lagerbecken |
| DE2836931A1 (de) * | 1978-08-24 | 1980-03-06 | Karlheinz Kupfer | Transportbehaelter fuer radioaktive abfaelle |
| US4287426A (en) * | 1978-10-10 | 1981-09-01 | Combustion Engineering, Inc. | Nuclear fuel storage apparatus for seismic areas |
| DE8133276U1 (de) * | 1981-11-13 | 1987-08-27 | Alkem Gmbh, 6450 Hanau | "Lagereinrichtung für Brennstäbe von Kernreaktor-Brennelementen" |
-
1983
- 1983-02-07 DE DE3304078A patent/DE3304078C2/de not_active Expired
-
1984
- 1984-01-25 KR KR1019840000310A patent/KR910004786B1/ko not_active Expired
- 1984-02-03 JP JP59019312A patent/JPS59147298A/ja active Granted
- 1984-02-06 US US06/577,275 patent/US4652422A/en not_active Expired - Fee Related
- 1984-02-06 BR BR8400496A patent/BR8400496A/pt unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4652422A (en) | 1987-03-24 |
| DE3304078A1 (de) | 1984-08-16 |
| JPS59147298A (ja) | 1984-08-23 |
| DE3304078C2 (de) | 1986-07-17 |
| KR910004786B1 (ko) | 1991-07-13 |
| BR8400496A (pt) | 1984-09-11 |
| KR840007795A (ko) | 1984-12-10 |
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