反应堆压力容器60年设计寿命研究
反应堆压力容器疲劳寿命预测与优化
反应堆压力容器疲劳寿命预测与优化反应堆是一种高风险、高技术要求的工业设备，而压力容器则是反应堆中的重要组成部分。
作为反应堆中负责承受和分散压力的关键部件，压力容器的安全和可靠性至关重要。
然而，由于在运行过程中受到严重的压力和温度变化的影响，压力容器会产生疲劳现象，并逐渐失去其原有的强度和刚度。
因此，疲劳寿命预测和优化成为了反应堆压力容器设计和运行的重要课题之一。
疲劳寿命预测是指通过数值模拟、实验测试等手段，对压力容器在实际工况下发生疲劳破坏前能够承受的寿命进行估计。
在疲劳寿命预测中，需要考虑的因素非常多，包括材料的强度和韧性、应力集中的程度、工作载荷的大小和频率、环境温度和压力的变化等等。
这些因素的综合作用会导致压力容器内部产生应力集中的区域，从而引起裂纹的产生和扩展。
因此，疲劳寿命预测需要考虑裂纹的扩展速率和损伤积累的过程。
通过对这些参数的评估和计算，可以得到压力容器的疲劳寿命和可能的破坏位置。
疲劳寿命预测对于反应堆压力容器的安全运行至关重要。
通过合理的寿命估计，可以及时发现压力容器中可能存在的疲劳裂纹和损伤，并采取适当的维修和加固措施，以防止突发事故的发生。
不仅如此，疲劳寿命预测还可以指导反应堆压力容器的设计和制造过程。
通过对不同材料、工艺和结构参数的比较和分析，可以找到更优化的设计方案，使得压力容器能够在更长的时间内保持其稳定性和可靠性。
在反应堆压力容器疲劳寿命预测中，涉及到的技术和方法非常多样化。
一方面，需要借助计算力学、断裂力学等理论和模型，通过有限元方法和数值模拟对应力和变形进行计算和分析。
另一方面，实验测试是疲劳寿命预测的重要手段之一。
通过对压力容器进行加载试验和监测，可以验证数值模拟结果，提高预测的准确性和可靠性。
除了疲劳寿命预测，疲劳寿命优化也是反应堆压力容器设计和运行过程中需要关注的问题。
通过优化材料的选择、结构的设计和加工工艺的改进，可以提高压力容器的疲劳寿命和耐久性。
例如，使用高强度、高韧性的材料代替传统材料，可以有效地提高压力容器的抗疲劳性能。
关于第三代核电站
关于第三代核电站关于第三代核电站前⾔能源危机与环境危机⽇益紧迫，使⽤新的清洁、安全、⾼效能源成为⼈类不争的共识。
除了煤炭、⽯油、天然⽓、⽔⼒资源外，如风能、太阳能、潮汐能、地热能等等新能源逐渐引起⼈们的重视，但是由于技术问题、开发成本及场地等因素，这些能源很难在近期内实现⼤规模的⼯业化⽣产和利⽤；⽽同各种化⽯能源相⽐起来，核能对环境和⼈类健康的危害更⼩，更是⼀种安全、可靠、清洁的能源，且在经济上具有竞争⼒的最为现实的替代能源。
第三代核反应堆是在汲取了第⼆代反应堆运⾏经验和事故教训后，于20世纪90年代后期发展出的安全性更⾼的先进反应堆技术，通常把满⾜《美国⽤户要求⽂件(URD)》或《欧洲⽤户要求⽂件(EUR)》价标准的核电⼚称为第三代核电站。
⽬前，世界上在建和规划待建的核电站，⼤部分将采⽤第三代核电技术。
近年来，我国核电产业发展取得了举世瞩⽬的成绩，核电技术研发和⼯程应⽤⾛在世界前列。
以“华龙⼀号”正式投产和“国和⼀号”成功研发（及其⽰范⼯程的开⼯建设）为标志，我国成为继美国、法国、俄罗斯等核电强国后⼜⼀个拥有独⽴⾃主三代核电技术和全产业链的国家。
核电站⼯作原理核电站是利⽤核分裂（核裂变）或核融合（核聚变）反应所释放的能量产⽣电能的发电⼚。
⽬前商业运转中的核能发电⼚都是利⽤核裂变反应⽽发电。
核电站常见的堆型有四种：压⽔堆、沸⽔堆、重⽔堆和快堆。
压⽔堆核电站发电原理图沸⽔堆核电站发电原理图现在⽐较普遍使⽤的核电站是压⽔反应堆核电站，我国在运、在建的第三代核电站采⽤的都是压⽔堆核电站，它的⼯作原理是：⽤铀制成的核燃料在“反应堆”的设备内发⽣裂变⽽产⽣⼤量热能，再⽤处于⾼压⼒下的⽔把热能带出，在蒸汽发⽣器内（进⾏热能交换，将热能传递给⼆回路供给的主给⽔）产⽣蒸汽，蒸汽推动汽轮机带着发电机⼀起旋转，电就源源不断地产⽣出来，并通过电⽹送到四⾯⼋⽅。
核电站由三个回路组成。
压⽔堆压⽔堆核电站由三个回路组成。
⼀回路：反应堆堆芯因核燃料裂变产⽣巨⼤的热能，由主泵泵⼊堆芯的⽔被加热成327度、155个⼤⽓压的⾼温⾼压⽔，⾼温⾼压⽔流经蒸汽发⽣器内的传热Ｕ型管，通过管壁将热能传递给Ｕ型管外的⼆回路主给⽔，释放热量后⼜被主泵送回堆芯重新加热再进⼊蒸汽发⽣器。
一种板壳型支座的设计及应力分析
一种板壳型支座的设计及应力分析许辉焱;李晨【摘要】根据总体设计要求,对一种板壳型反应堆压力容器支座的结构、材料和焊接设计进行了介绍.通过应力分析计算表明,该支座的结构设计和材料选择满足相关设计要求.【期刊名称】《机械研究与应用》【年(卷),期】2018(031)003【总页数】5页(P138-141,143)【关键词】反应堆;压力容器;支座设计;应力分析【作者】许辉焱;李晨【作者单位】上海核工程研究设计院有限公司,上海 200233;上海核工程研究设计院有限公司,上海 200233【正文语种】中文【中图分类】TH1220 引言反应堆压力容器支座是核蒸汽供应系统设备支承的一部分，用来承载反应堆本体结构的重量及主管道的载荷，并将支座在各类工况下所承受的载荷传递到反应堆厂房建筑结构上，以保证反应堆本体结构位置的稳定性[1]。
反应堆压力容器支座是一种重要的核安全设备，其完整性和可靠性直接关系到反应堆的正常运行和电站寿命。
笔者所述的反应力容器支座是一种板壳型支承件，对于该支座的设计要求、结构设计、材料与焊接设计及应力强度等进行了相关介绍和分析。
1 设计要求反应堆压力容器支座的基本功能是为反应堆压力容器提供支承，允许反应堆压力容器的径向热膨胀，并限制反应堆压力容器横向运动和扭转。
该压力容器支座可分为支座设备和预埋件两部分，支座设备的设计遵循ASME规范第III卷NF分卷要求[2]，且应满足RG 1.130板壳型支承的要求；支座预埋件的设计遵循ANSI/AISC N690[4]和ACI 349[5]的要求。
此外，压力容器支座在假想的地震和事故工况下能为反应堆压力容器提供约束以保证压力边界的应力和变形保持在ASME规范和机械管道破裂准则(LBB)限制范围之内。
经归纳该反应堆压力容器支座大致应满足以下设计要求：(1) 应为固定式支承，既要限制压力容器平动和转动，又要满足压力容器的径向热膨胀要求；(2) 设计寿命60年，在整个电站60年寿期内不能维修，亦不可更换，且应保持其安全功能；(3) 支座设备分级为：核安全1级(SC-1)、质保1级(QSA1)、抗震类别为I类、规范级别为NF分卷1级；预埋件分级为：核安全3级(SC-3)、质保3级(QSA3)、抗震类别为I类、规范级别为ANSI/AISC N690和ACI 349；(4) 支座设备按NF分卷1级板壳型支承设备进行评定；预埋件分析评定时，支座预埋件有限元分析输入荷载采用规范AISC N690-1994进行组合和评定；验算支座预埋件周围混凝土和地脚螺栓时，输入荷载采用规范ACI 349-2001进行组合和评定；(5) 压力容器支座的设计应便于安装，并且必须具有一定的调节措施，以补偿由于厂房结构、反应堆压力容器位置及其外形造成的常规尺寸偏差。
大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析
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３２ 应 力腐 蚀 －
反应堆压力容器（Ｐ ） Ｒ ｖ 是发生核裂变反应的 容器 ，同时也是一回路 的压力边界 ，在安全上处 于特殊的地位 ， 在电站 的寿期管理 中 Ｒ Ｖ被定义 Ｐ 为 “ 不可更换 的敏感类设备 ” 。一 直以来 ，Ｒ Ｖ Ｐ 都作为老化研究的重点受到广泛关注 ，因此 ，本 文选择大亚湾 ２ 号机组 的 Ｒ Ｖ进行老化分析。 Ｐ
３４１ ． ２８ ８
９ ｌ ４
３ ． ０７ ４ ． ０３
表 ２ 辐照Leabharlann 条件 Ｔａ ｌ ＩｒｄａｉｎＣｏ ｄｔ ｎ ｂｅ２ ｒａ ｉｔ ｎ ｉ ｏ ｏ ｉ
样品名称 辐照开始时问 辐照截至时ｆ ｉ ｆ Ｊ 总时间／ ｄ 持续辐照时问／ ｄ
ＧＮＰＶＣ Ｊ ｕ监督管 ｌ９ １ ２ ９ ０ ． ２ ｌ９．１２ ９７ １．３ １０（１１ １ ×１ ４ ２￣ ． ０ｓ ］ ２１ １３（１ ． １ ０ｓ ９￣ ９８ ×１ １ ］ ４
收稿日期 ：２ ０ —７ １ ；修回日期 ：２ ０ —２ １ ０ ３０ ．０ ０ ３１—０
维普资讯
万里航等 ：大亚湾核电站 ２ 号机组 反应 堆压力容器老化现状 的初 步分析
２３ ５
本文只考虑 Ｃ ＤＭ 管座的应力腐蚀问题 。 Ｒ
３３ 其它机 理 ．
AP1000核电厂概述
- 对凝结水品质进行控制 凝结水系统通过与凝结水精处理系统和加药系统的协同 运行及除氧器对凝结水进行处理，保证凝结水的品质满 足电厂运行要求。 - 输送凝结水 凝结水系统将合格的凝结水按合适的流量输送至给水系 统。 - 给水加热 通过低压加热器对凝结水进行加热，以提高电厂的循环 热效率。
主给水系统
• 1999 年12 月西屋公司在已开发的非能动先进压水堆 AP600的基础上，启动了AP1000 的研究开发工作，历时 5年先后取得了NRC颁发的AP1000标准设计的最终设计 批准书和设计证书。
AP1000核电厂主要特点
• 1 AP1000核电机组上网电功率大约为1250MWe,NSSS 热功率为 3415 MWt.
• 7 与相同容量的现有压水堆相比，该电厂需要的部件更少 特别是安全级部件更少。 • 8 在无需替换反应堆压力容器的前提下，核电厂的设计寿 命为60年，压力容器60年的设计寿命本身就是一个保守
的假定。其他大型部件可以更换，包括蒸汽发生器。
• 9 用于功率转换的大型部件的设计—例如蒸汽发生器，反 应堆冷却剂泵，燃料，堆内构件，汽轮机和发电机—是基
• 系统功能 - 开始冷却水系统的功能是为闭式冷却水系统提供冷却， 通过闭式冷却水热交换器将闭式冷却水系统的热量带出， 并传递给循环冷却水系统。
闭式冷却水系统
• 系统功能 - 汽机房闭式水系统向汽机房内的与核安全无关的热交换 器提供除盐水来带走热量，在板式热交换器内将热量传 递给开式冷却水系统。
AP1000核电厂常规岛主要设备简介
辅助蒸汽系统
• 系统功能 - 辅助蒸汽系统由主蒸汽系统或辅助锅炉提供蒸汽，并将 符合要求的蒸汽分配至各辅助蒸汽用户。辅助蒸汽系统 用户主要为： 电厂热水系统； 除氧器（电厂试运行期间或除氧器失去加热蒸汽时）； 汽轮机轴封系统； 化学专业用汽； 核岛用汽； MSR、给水加热器保养用汽。
AP1000技术描述
附录5技术描述1、5A绪论附录5包括了AP-1000的设备设计、系统设计、厂房布置、设备布置以及厂房构筑物特征的详细信息，描述了NI的系统、构筑物和设备的功能要求，以及设备和系统的技术描述和满足相关的功能要求的布置。
设备和系统的相关技术描述已有意的传达设计供应商（供方）的设计能力，NI部分的详细供应范围在合同附录1中已经给出，供方的设计技术文件在合同执行中可以按照合同附录1的1.8.1节中的设计修改原则进行修改，但附录5规定设备的功能将不得修改，供方的详细设计修改的结果须得到业主（或采购方）的批准，未得到批准不允许做任何的变更。
供方设计的容量在供方系统技术规格书（SSD）中说明，系统技术规格书（SSD）按批准书CFC版签发。
附录8中的备品备件的需要不影响附录5和技术说明书的任何修改，不管是供方自己提出的还是需要业主批准的都将在合同中17章规定，附录5不对供方保证书改变或修改。
西屋的AP-1000是一个非能动的3415 MWt 的压水堆 (PWR)，电厂应用以前成熟的技术进行设计。
AP-1000的设计满足美国国家核管会(U.S. NRC)安全标准和概率风险标准，在2005年12月30号，美国国家核管会(U.S. NRC)批准了西屋电气公司的AP1000的设计证明。
AP1000设计符合第8版的先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)，与2003年2月的美国电力研究协会(EPRI)报告“AP1000 评估先进轻水反应堆用户要求手册( ALWR URD)报告”相一致。
在AP1000设计中，退役是按HAF102关于在核电厂运行或详细设计阶段的要求考虑，供方应该帮助业主回答国家核安全局（NNSA）提出的与退役在初步安全分析报告/最终安全分析报告（PSAR/FSAR）有关的问题。
2、5B 概要AP1000 是先进非能动的3415 MWt PWR，其设计包括先进的非能动安全设施和大量的简化来提高核电厂的建筑物、运行和维修的安全。
核电发展历程
国际核能发电历史沿革2009-1-12 12:55:29--------------------------------------------------------------------------------1、第一代核能发电机组第一代核能发电是利用原子核裂变能发电的初级阶段，从为军事服务走向和平利用，时间大体上在上世纪50年代到60年代中期，以开发早期的原型堆核电厂为主。
例如，美国西屋电气公司开发的民用压水堆核电厂，希平港（shippingport）核电厂在美国建成；以及通用电气公司（GE）开发的民用沸水堆核电厂，第一个建在美国加利福尼亚湾洪保德湾，以及随后1960年7月建成德累斯顿（Dresden-I）。
前苏联1954年在莫斯科附近奥布宁斯克建成第一座压力管式石墨水冷核电厂，英国1956年建成第一座产钚、发电两用的石墨气冷核电厂——卡德霍尔核电厂。
这一时期的工作，为下一步商用核电厂的发展奠定了基础。
第二代核电厂基本上仿照了这一代核电厂的模式，只是技术上更加成熟,容量逐步扩大，并逐步引进先进技术。
2、第二代核能发电机组（1）概况第二代核能发电是商用核电厂大发展的时期，从上世纪60年代中期到90年代末，即使目前在兴建的核电厂，还大多属于第二代的核能发电机组。
前后形成两次核电厂建设高潮，一次是在美国轻水堆核电厂的经济性得到验证之后，另一次是在1973年世界第一次石油危机后，使得各国将核电作为解决能源问题的有力措施。
第二代核电厂的建设形成了几个主要的核电厂类型，他们是压水堆核电厂，沸水堆核电厂，重水堆（CANDU）核电厂，气冷堆核电厂，以及压力管式石墨水冷堆核电厂。
建成441座核电厂，最大的单机组功率做到150万千瓦，总的运行业绩达到上万个堆年。
期间仅出现过两次较大的事故，即三里岛核电厂事故和切尔诺贝利核电厂事故。
气冷堆核电厂由于其建造费用和发电成本竞争不过轻水堆核电厂，上世纪70年代末已停止兴建。
反应堆压力容器辐照监督的研究
反应堆压力容器辐照监督的研究反应堆压力容器（以下简称RPV）是核安全一级设备，在整个核岛一回路处于核心地位。
由于其主体材料为低合金铁素体钢，在长时间的放射线环境下变脆、韧性减小，造成RPV老化或导致RPV失效。
文章着重从核安全管理和老化管理的角度，开展RPV辐照监督的研究，重点探讨了中子辐照脆化机理，以某堆型介绍了辐照监督管的结构、抽取计划和力学性能试验等内容。
标签：压力容器；辐照监督；试验1 RPV全寿期监督的必要性1.1 RPV主要功能RPV为圆柱形，带有半球形底封头和可拆卸的带法兰半球形封头。
它用于支承和密封反应堆堆芯的高压安全边界，通过RPV支承垫安放在混凝土的安全壳结构上。
RPV的设计、制造、运行及监督等必须遵循严格的准则，它在整个核岛一回路中处于核心的地位，它的安全性和有效性直接关系着核电站的安全与效益。
1.2 RPV老化当前严重威胁着核电站安全的是核电站的老化。
在上个世纪50年代，第一代核电站开始兴建。
之后由于1970年的石油危机爆发，大批量的第二代核电站先后在欧美、日本等国家和地区建造。
由于核电站技术刚刚起步、核电站设备的主体材料受到时代的制约，第一代、第二代的核电站设计寿命大约为四十年左右。
当前，到了这些核电站即将退役的时刻，核电站一回路中的主设备，尤其是其核心设备RPV的安全性、有效性直接成为我们必须考虑的首要问题。
老化是指核电厂系统、构筑物或部件，由于单个老化机理或多个老化机理组合的影响，其物理特性随时间或使用的变化过程而出现改变。
RPV的老化主要有以下几种：热老化、辐照脆化、回火脆化、腐蚀等。
1.3 中子辐照脆化RPV的主体材料一般有SA508Gr.3Cl.1（ASME体系）、16MND5（RCC-M 体系）。
它们都属于低合金铁素体钢。
虽然具有较高的强度、良好的韧性，但是由于其工作环境为大量快中子辐照的高温、高压下，它很容易受到快中子的轰击，进而使铁原子离位，产生空位，离位的铁原子就成为一个间隙原子。
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反应 堆 压 力 容 器 （ Ｒ Ｐ Ｖ） 是 压 水 堆 核 电 厂 的 关键 设备 之一 ， 容 纳反应 堆 的堆 芯及 内部部 件 ， 支 承控 制棒 驱动 机 构 和堆 顶 结 构 ， 是 放 射 性 安 全 防 护 的第二 道重 要屏 障 。 核 电厂 的寿命 取决 于核 蒸汽 供应 系统 的 主要 设 备 和构 筑物 的 使 用 寿命 ， 特别 是 反 应 堆 压 力 容 器 等 不可更 换 设备 的设 计 寿命 达 到 ６ ０年 ， 是保 证
（ Ｓ ｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｇ ｙ ｏ ｎ Ｒ ｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ Ｓ ｙ ｓ ｔ ｅ ｍ Ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ Ｔ ｅ ｃ ｈ ｎ ｏ ｌ ｏ ｙ ｇ Ｌ ａ ｂ ｏ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｙ ， Ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ Ｉ ｎ ｓ ｔ ｉ ｔ ｕ ｔ ｅ ｏ ｆ
ｏ ｆ ＲＰ Ｖ， ｓ ｅ ｖ ｅ ｒ ａ ｌ ｍｅ ａ ｓ ｕ ｒ ｅ ｓ ｍｅ ｅ ｔ ｉ ｎ ｇ ６ ０一ｙ ｅ ａ ｒ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｌ ｉ ｆ ｅ ｏ ｆ Ｒ Ｐ Ｖ ａ ｒ ｅ ｐ ｕ ｔ ｆ ｏ ｒ ｗ ａ ｒ ｄ ．
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从反应堆压力容器 的材料 、 结构设计和在役监督等方面， 通过对 比分析 Ｍ ３ １ ０ ， Ｃ Ｎ Ｐ １ ０ ０ ０ ， Ａ Ｐ １ ０ ０ ０和
Ｅ Ｐ Ｒ等堆 型反 应堆 压力 容器 设计 ， 对 影响 其 ６ Ｏ年 设 计寿 命 的 因素进行 探 讨 ， 同 时结合 国 内反 应 堆 压 力容 器制 造 情况 ， 提 出满足 反 应 堆压力 容器 ６ ０年设 计寿命 的一些优 化措 施 。 关键词： 反 应 堆压 力容 器 ； ６ ０年 设计 寿命 ； 材料 ； 结构设 计 ； 在 役监 督
中图分类号 ： Ｔ Ｈ ４ ９ ； Ｔ Ｌ ３ ５ １ 文献标识码 ： Ａ 文章编号 ： １ ０ ０ １ — ４ ８ ３ ７ （ ２ ０ １ ３ ） ０ ４— ０ ０ １ ８— ０ ５
ｄ ｏ ｉ ： １ ０ ． ３ ９ ６ ９ ／ ｊ ． ｉ ｓ ｓ ｎ ． １ ０ ０ １ — ４ ８ ３ ７ ． ２ ０ １ ３ ． ０ ４ ． ０ ０ ４
１ ａ ｎ ｅ
０ 引言
核电厂设计达到同寿命 的关键。轻水堆核电站欧 洲“ 用户 要求 文件 ” 和 美 国 的先进 轻 水 堆 “ 用 户要 求文件” 都规定不 能更换 的设备和构筑 物， 其寿
命 应达 到 ６ ０年 。 目前 国 内在 建机 组多 为二 代改 进 型 （ Ｍ ３ １ ０ ） ， 反应堆压 力容器 ６ Ｏ年设 Nhomakorabea 寿命研究
邱 天， 罗 英， 马姝 丽 ， 周 高斌 ６ １ ０ ０ ４ １ ） （ 中国核动 力研 究设计 院 核 反应 堆系 统设计 国家级 重点 实验 室 ， 四川 成 都
摘 要： 反应 堆压 力容器 是压 水 堆 核 电厂 的关 键 设 备 之 一 ， 其 设 计寿 命 是 核 电厂寿 命 的 关键 因素 。
Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ， Ｃ ｈ ｅ ｎ ｇ ｄ ｕ ６ １ ０ ０ ４ １ ， Ｃ ｈ ｉ ｎ ａ ）
Ａｂｓ ｔ ｒ ａ ｃ ｔ ： Ｒｅ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｐ ｒ ｅ ｓ ｓ ｕ ｒ ｅ ｖ ｅ ｓ ｓ ｅ ｌ ｉ ｓ ｏ ｎ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｍｏ ｓ ｔ ｉ ｍｐ ｏ ｒ ｔ ａ ｎ ｔ ｅ ｑ ｕｉ ｐｍｅ ｎ ｔ ｓ ｏ ｆ Ｐ Ｗ Ｒ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐｏ ｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｓ ． Ｉ ｔ ｓ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｌ ｉ ｆ ｅ ｉ ｓ ｔ ｈ ｅ ｋ ｅ ｙ ｆ ａ ｃ ｔ ｏ ｒ ｆ ｏ ｒ ｔ ｈｅ ｌ ｉ ｆ ｅ ｏ ｆ ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗｅ ｒ ｐ ｌ ａ ｎ ｔ ｓ ．Ｂａ ｓ ｉ ｎ ｇ ｏ ｎ ｔ ｈ ｅ ｍａ ｔ ｅ ｉａ ｒ ｌ ， ｓ ｔ ｒ ｕｃ ｔ ｕ ｒ ｅ ｄ ｅ － ｓ ｉ ｇ ｎ， ｉ ｎ— ｓ ｅ ｒ ｖ ｉ ｃ ｅ ｓ ｕ ｒ ｖ ｅ ｉ ｌ ｌ ａ ｎ ｃ ｅ ａ ｎ ｄ Ｓ Ｏ ｏ ｎ， ａ ｃ ｏ ｍｐ ａ ｉｓ ｒ ｏ ｎ ａ ｍｏ ｎｇ Ｍ３ １ ０， ＣＮＰ１ ００ ０， ＡＰ１ ０ ００ ａ ｎ ｄ ＥＰＲ ｉ ｓ ｍａ ｄ ｅ， ａ ｎ ｄ ａ ｌ ｓ ｏ ａ ｄ ｉ ｓ ｃ ｕ ｓ ｓ ｉ ｏ ｎ ｏｒ ｆ ６ ０ 一ｙ ｅ ａ ｒ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｌ ｉ ｆ ｅ ｉ ｓ ｔ ａ ｋ ｅ ｎ ． Ｔｈ ｅ ｎ ｃ ｏ ｎ ｓ ｉ ｄｅ ｉｎ ｒ ｇ ｔ ｈｅ ｄ ｏ ｍｅ ｓ ｔ ｉ ｃ ｍａ ｎ ｕｆ ａ ｃ ｔ ｕ ｒ ｅ