JPH04140697A - 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 - Google Patents
硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法Info
- Publication number
- JPH04140697A JPH04140697A JP2263378A JP26337890A JPH04140697A JP H04140697 A JPH04140697 A JP H04140697A JP 2263378 A JP2263378 A JP 2263378A JP 26337890 A JP26337890 A JP 26337890A JP H04140697 A JPH04140697 A JP H04140697A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- solution
- frozen body
- plutonium nitrate
- nitrate solution
- nitric acid
- 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
- ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N nitric acid;plutonium Chemical compound [Pu].O[N+]([O-])=O ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 23
- 238000009833 condensation Methods 0.000 title abstract 2
- 230000005494 condensation Effects 0.000 title abstract 2
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 21
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 16
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 238000001914 filtration Methods 0.000 claims abstract description 6
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 5
- 230000004927 fusion Effects 0.000 claims abstract description 3
- 238000000967 suction filtration Methods 0.000 claims description 3
- 238000011085 pressure filtration Methods 0.000 claims description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract description 4
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 abstract description 4
- 239000007788 liquid Substances 0.000 abstract description 3
- 238000002844 melting Methods 0.000 abstract description 3
- 230000008018 melting Effects 0.000 abstract description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 abstract description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 6
- 239000000463 material Substances 0.000 description 6
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 5
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 5
- 238000004821 distillation Methods 0.000 description 4
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000004880 explosion Methods 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 238000010828 elution Methods 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/04—Obtaining plutonium
-
- 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
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- 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
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Geology (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
この発明は、使用済核燃料の再処理プロセスあるいは核
燃料製造での湿式回収プロセスて住成される硝酸プルト
ニウム溶液を効果的に濃縮するための方法に関するもの
である。
燃料製造での湿式回収プロセスて住成される硝酸プルト
ニウム溶液を効果的に濃縮するための方法に関するもの
である。
硝酸プルトニウム溶液の濃縮は、従来から蒸発缶を用い
て加熱蒸留することにより行われている。しかしながら
、かような加熱蒸留法においては以下のような欠点があ
る。 １）高温加熱するため蒸発缶の腐食が生じる。 ２）蒸発缶腐食により硝酸プルトニウム溶液中に蒸発缶
材料が溶出し、不純物が混入する。 ３）加熱により硝酸プルトニウム溶液中の硝酸も濃縮さ
れるため、蒸発缶の腐食がさらに促進されるとともに、
濃縮工程の後に酸濃度を調整する工程か必要となる。 ４）高温加熱を施すため、火災や爆発が起こる危険性が
ある。
て加熱蒸留することにより行われている。しかしながら
、かような加熱蒸留法においては以下のような欠点があ
る。 １）高温加熱するため蒸発缶の腐食が生じる。 ２）蒸発缶腐食により硝酸プルトニウム溶液中に蒸発缶
材料が溶出し、不純物が混入する。 ３）加熱により硝酸プルトニウム溶液中の硝酸も濃縮さ
れるため、蒸発缶の腐食がさらに促進されるとともに、
濃縮工程の後に酸濃度を調整する工程か必要となる。 ４）高温加熱を施すため、火災や爆発が起こる危険性が
ある。
そこでこの発明の目的は、上述した従来の加熱蒸留によ
る硝酸プルトニウム溶液の濃縮方法の有する欠点を解消
でき、安全で効率のよい硝酸プルトニウム溶液の濃縮方
法を提供することである。
る硝酸プルトニウム溶液の濃縮方法の有する欠点を解消
でき、安全で効率のよい硝酸プルトニウム溶液の濃縮方
法を提供することである。
すなわちこの発明による硝酸プルトニウムの濃縮方法は
、硝酸プルトニウム溶液を一６０〜４０℃で冷却するこ
とによって、主として水および硝酸からなる凍結体を生
成させ、生成した凍結体を濾過分離して濃縮された硝酸
プルトニウム溶液を濾波として回収することを特徴とす
るものである。
、硝酸プルトニウム溶液を一６０〜４０℃で冷却するこ
とによって、主として水および硝酸からなる凍結体を生
成させ、生成した凍結体を濾過分離して濃縮された硝酸
プルトニウム溶液を濾波として回収することを特徴とす
るものである。
硝酸プルトニウムの硝酸に対する溶解度は６０℃程度の
低温においても高く、そのため硝酸プルトニウム溶液を
この程度の低温に冷却すると、主として水や硝酸の凍結
体を生じる。 これらの凍結体を濾過分離すれば、残った溶液中の硝酸
プルトニウム濃度は上昇する。これによって、硝酸濃度
を比較的上昇させずに、硝酸プルトニウムのみを濃縮す
ることができる。
低温においても高く、そのため硝酸プルトニウム溶液を
この程度の低温に冷却すると、主として水や硝酸の凍結
体を生じる。 これらの凍結体を濾過分離すれば、残った溶液中の硝酸
プルトニウム濃度は上昇する。これによって、硝酸濃度
を比較的上昇させずに、硝酸プルトニウムのみを濃縮す
ることができる。
添付図面はこの発明の方法の好ましい実施例を示す工程
図である。 使用済核燃料再処理プロセス、あるいは核燃料製造の湿
式回収プロセス等で得られた低濃度の硝酸プルトニウム
溶液１を、冷却器２て６０〜−４０℃の温度に冷却する
。これによって、冷却器内で主として水および硝酸の凍
結体か生じる。次いで冷却器内の溶液／凍結体混合物を
、予め冷却して低温にしておいた濾過器３へ導入し、こ
こで凍結体４を溶液から濾別して、濾波は高濃度硝酸プ
ルトニウム溶液５として回収する。 濾過器３での凍結体の分離濾過に際しては、吸引濾過や
加圧濾過の方法を採用することができる。 濾別された水および硝酸の凍結体４は融解６され、融解
の際の熱を熱交換器７に通すことによって、冷却器の冷
却に使用することができる。 一方、融解により生成する硝酸液は、燃料再処理プロセ
スや湿式回収プロセスに循環して再利用８することかで
きる。 実験結果の１例を挙げると、プルトニウム濃度１１８
ｇ／ｊｌｌ 、硝酸濃度２．７Ｍの硝酸プルトニウム溶
液を一４５℃で２時間静置することによって、溶液中に
シャーベット状の凍結体が生成した。この凍結体を吸引
濾過により分離した後の濾波は、プルトニウム濃度１３
９ ｇ／ｌ 、硝酸濃度２．５Ｍとなり、プルトニウム
濃度は約１．１８倍に濃縮された。
図である。 使用済核燃料再処理プロセス、あるいは核燃料製造の湿
式回収プロセス等で得られた低濃度の硝酸プルトニウム
溶液１を、冷却器２て６０〜−４０℃の温度に冷却する
。これによって、冷却器内で主として水および硝酸の凍
結体か生じる。次いで冷却器内の溶液／凍結体混合物を
、予め冷却して低温にしておいた濾過器３へ導入し、こ
こで凍結体４を溶液から濾別して、濾波は高濃度硝酸プ
ルトニウム溶液５として回収する。 濾過器３での凍結体の分離濾過に際しては、吸引濾過や
加圧濾過の方法を採用することができる。 濾別された水および硝酸の凍結体４は融解６され、融解
の際の熱を熱交換器７に通すことによって、冷却器の冷
却に使用することができる。 一方、融解により生成する硝酸液は、燃料再処理プロセ
スや湿式回収プロセスに循環して再利用８することかで
きる。 実験結果の１例を挙げると、プルトニウム濃度１１８
ｇ／ｊｌｌ 、硝酸濃度２．７Ｍの硝酸プルトニウム溶
液を一４５℃で２時間静置することによって、溶液中に
シャーベット状の凍結体が生成した。この凍結体を吸引
濾過により分離した後の濾波は、プルトニウム濃度１３
９ ｇ／ｌ 、硝酸濃度２．５Ｍとなり、プルトニウム
濃度は約１．１８倍に濃縮された。
以上説明したこの発明によれば、以下のような効果を得
ることができる。 ■）低温処理であるため、従来の加熱蒸留による濃縮方
法に比べて火災や爆発の危険のない安全性の高い方法を
提供できる。 ２）低温処理のため設備の材料腐食が抑制される。 その結果、設備の長期安定運転が可能となり、経済性の
向上が図れる。 ８）材料腐食が抑制されるため、材料の溶出による不純
物混入が防止できる。 ４）溶液中の硝酸濃度は比較的上昇しないため、濃縮処
理後の硝酸濃度調整行程が簡略化される。 ５）凍結体の融解熱を冷却器の熱交換に使用することに
よって、エネルギーの省力化が図れる。
ることができる。 ■）低温処理であるため、従来の加熱蒸留による濃縮方
法に比べて火災や爆発の危険のない安全性の高い方法を
提供できる。 ２）低温処理のため設備の材料腐食が抑制される。 その結果、設備の長期安定運転が可能となり、経済性の
向上が図れる。 ８）材料腐食が抑制されるため、材料の溶出による不純
物混入が防止できる。 ４）溶液中の硝酸濃度は比較的上昇しないため、濃縮処
理後の硝酸濃度調整行程が簡略化される。 ５）凍結体の融解熱を冷却器の熱交換に使用することに
よって、エネルギーの省力化が図れる。
添付図面はこの発明の好ましい実施例を示す工程図であ
る。 特許出願人 動力炉・核燃料開発事業団化 理 人 尾 股 灯 雄
る。 特許出願人 動力炉・核燃料開発事業団化 理 人 尾 股 灯 雄
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、硝酸プルトニウム溶液を−６０〜−４０℃で冷却す
ることによって、主として水および硝酸からなる凍結体
を生成させ、生成した凍結体を濾過分離して濃縮された
硝酸プルトニウム溶液を濾波として回収することを特徴
とする硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法。 ２、濾過分離した凍結体を融解させ、融解熱を熱交換器
を介して冷却工程に使用することを特徴とする請求項１
記載の低温濃縮方法。 ３、凍結体の濾過分離工程を吸引濾過または加圧濾過に
より行うことを特徴とする請求項１記載の低温濃縮方法
。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP26337890A JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
| US07/748,067 US5223233A (en) | 1990-10-01 | 1991-08-21 | Method of concentrating plutonium nitrate solution at low temperature |
| FR9111550A FR2667434B1 (fr) | 1990-10-01 | 1991-09-19 | Procede de concentration de solution de nitrate de plutonium a basse temperature. |
| DE19914132728 DE4132728C2 (de) | 1990-10-01 | 1991-10-01 | Verfahren zum Konzentrieren einer niedrig konzentrierten Plutoniumnitratlösung |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP26337890A JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04140697A true JPH04140697A (ja) | 1992-05-14 |
| JP2529457B2 JP2529457B2 (ja) | 1996-08-28 |
Family
ID=17388660
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP26337890A Expired - Lifetime JP2529457B2 (ja) | 1990-10-01 | 1990-10-01 | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5223233A (ja) |
| JP (1) | JP2529457B2 (ja) |
| DE (1) | DE4132728C2 (ja) |
| FR (1) | FR2667434B1 (ja) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60205398A (ja) * | 1984-03-05 | 1985-10-16 | ケルンフオルシユングスツエントルム・カールスルーエ・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 使用ずみ核燃料物質の再処理工程において回収されるウランまたはプルトニウムのバッチ式純精製法 |
| JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
| JPH01316694A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
Family Cites Families (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3949048A (en) * | 1950-07-24 | 1976-04-06 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Separation by solvent extraction |
| DE1220048B (de) * | 1960-10-21 | 1966-06-30 | Leybold Hochvakuum Anlagen | Verfahren zum UEberfuehren von radioaktiven Stoffen in eine lager- und transportfaehige Dauerform |
| JPH073472B2 (ja) * | 1988-09-05 | 1995-01-18 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 使用済溶媒の処理法 |
| JP2743505B2 (ja) * | 1989-08-22 | 1998-04-22 | 三菱マテリアル株式会社 | 使用済核燃料の再処理方法 |
-
1990
- 1990-10-01 JP JP26337890A patent/JP2529457B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1991
- 1991-08-21 US US07/748,067 patent/US5223233A/en not_active Expired - Lifetime
- 1991-09-19 FR FR9111550A patent/FR2667434B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1991-10-01 DE DE19914132728 patent/DE4132728C2/de not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60205398A (ja) * | 1984-03-05 | 1985-10-16 | ケルンフオルシユングスツエントルム・カールスルーエ・ゲゼルシヤフト・ミツト・ベシユレンクテル・ハフツング | 使用ずみ核燃料物質の再処理工程において回収されるウランまたはプルトニウムのバッチ式純精製法 |
| JPH01316695A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法 |
| JPH01316694A (ja) * | 1988-06-17 | 1989-12-21 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | 高レベル放射性廃液の処理方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE4132728A1 (de) | 1992-04-09 |
| DE4132728C2 (de) | 1996-12-12 |
| US5223233A (en) | 1993-06-29 |
| FR2667434A1 (fr) | 1992-04-03 |
| JP2529457B2 (ja) | 1996-08-28 |
| FR2667434B1 (fr) | 1994-10-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4222989A (en) | Method for the manufacture of pure aluminum oxide from aluminum ore | |
| CN110451536A (zh) | 一种从电池级碳酸锂母液中回收锂的方法 | |
| EP4389707B1 (en) | Method for recycling ferrous sulfate heptahydrate and sulfuric acid from waste acid in titanium dioxide production | |
| US4832924A (en) | Process for producing uranium oxides | |
| CN116462212B (zh) | 有机反应废水中回收氯化锂制备电池级碳酸锂的工艺方法 | |
| JPH04140697A (ja) | 硝酸プルトニウム溶液の低温濃縮方法 | |
| EP4556585A1 (en) | Lithium recovery system for black mass | |
| RU2599478C1 (ru) | Способ получения металлического бериллия | |
| US3816590A (en) | Method and apparatus for providing a pure concentrated aqueous solution of aluminum nitrate | |
| CA1100283A (en) | Removal of undesirable metal ions in the concentration of dilute sulfuric acid solutions containing iron (ii) sulfate | |
| JP2551683B2 (ja) | ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法 | |
| US2335365A (en) | Production of chromium trioxide | |
| CN118125483A (zh) | 一种高纯三氯化铝制备工艺方法 | |
| JPS6353847B2 (ja) | ||
| US4528032A (en) | Lithium purification technique | |
| US3804939A (en) | Method of precipitating americium oxide from a mixture of americium and plutonium metals in a fused salt bath containing puo2 | |
| US5523515A (en) | Method of separating and purifying spent solvent generated in nuclear fuel cycle | |
| JP3365473B2 (ja) | 硝酸ウラニルの精製方法 | |
| CN112794364B (zh) | 一种两级熔融结晶分离五氧化二钒的方法 | |
| US2122997A (en) | Method of recovering zinc sulphate dihydrate | |
| JPS63170217A (ja) | 硝酸カドミウムの製造方法 | |
| JPH0536511B2 (ja) | ||
| DE2306773B2 (de) | Verfahren zur Herstellung von kristallisiertem Natriumsulfatanhydrid aus einer Natriumsulfatlösung | |
| JPS59169902A (ja) | 廃酸精製処理工程の改良 | |
| JPH01316690A (ja) | プルトニウム、ウラン溶液処理方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| S111 | Request for change of ownership or part of ownership |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R313111 |
|
| R350 | Written notification of registration of transfer |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R350 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080614 Year of fee payment: 12 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090614 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090614 Year of fee payment: 13 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100614 Year of fee payment: 14 |
|
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110614 Year of fee payment: 15 |
|
| EXPY | Cancellation because of completion of term | ||
| FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110614 Year of fee payment: 15 |