CN111899903A - 液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及核能源领域，公开了一种液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置，该液态金属反应堆包括反应堆罐体、控制棒、第一回路、核燃料组件和液态金属合金；控制棒穿过反应堆罐体，可活动的固定在反应堆罐体上，第一回路将反应堆罐体的顶部和反应堆罐体的底部连通；第一回路中设有热交换器管路；反应堆罐体、第一回路和热交换器管路中均填充有液态金属合金，液态金属合金的主要成分为镓；核燃料组件与控制棒的控制端接触，固定在反应堆罐体内。本发明针对当前核反应堆系统热量输出品位低、运行压力高、固有安全性低，提出了一种采用常温下即为液体状态的液态金属合金作为反应堆的冷却剂，有效提高系统的热量输出品位和安全性。
Description
技术领域
本发明涉及核能源领域，特别涉及一种液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置。
背景技术
目前的核反应堆冷却技术主要为压水堆技术。压水堆的全称为“加压水慢化冷却反应堆”，即以加压的、未发生沸腾的轻水(即普通水)作为冷却剂和慢化剂的反应堆。
一般的液体都具有增压后沸点上升的特性，因此可以加压水，保持不沸腾，如果沸腾，核燃料表面包壳容易出现局部热点而失效，从而产生辐射泄漏。沸水堆因为牺牲了反应堆功率密度，因此可以沸腾，将反应堆的高温热量传出。由于随着温度的升高，水的压力上升非常快，因此典型的压水堆中进口温度为290℃，出口温度为330℃左右时，压力为15.8MPa。过高的压力增加了压水堆系统管路设计要求，这也是压水堆换热系统失效的主要原因之一。虽然压水堆可以通过增加水的压力以提高热量的输出温度，但是压力也不能过高，过高容易安全事故，因此输出的热量温度一般在300℃-400℃之间，热量的品位比较低。
发明内容
(一)要解决的技术问题
鉴于上述技术缺陷和应用需求，本申请提出一种液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置，以解决现有系统的热量输出品位较低、安全性较差的问题。
(二)技术方案
为解决上述问题，本发明提供一种液态金属反应堆，包括：反应堆罐体、控制棒、第一回路、核燃料组件和液态金属合金；所述控制棒穿过所述反应堆罐体，可活动的固定在所述反应堆罐体上，所述第一回路将所述反应堆罐体的顶部和所述反应堆罐体的底部连通；所述第一回路中设有热交换器管路；所述反应堆罐体、所述第一回路和所述热交换器管路中均填充有所述液态金属合金，所述液态金属合金的主要成分为镓；所述核燃料组件与所述控制棒的控制端接触，固定在所述反应堆罐体内。
进一步地，所述液态金属合金内包含镓、铟、锡和铅；镓的质量百分比为20％-75％，铟的质量百分比为5％-30％，锡的质量百分比为5％-25％，铅的质量百分比为0-30％。
进一步地，所述核燃料组件包括：多个间隔排布的核燃料棒；各所述核燃料棒与所述控制棒的控制端相互交错设置。
进一步地，所述第一回路包括：第一连接管路和第二连接管路；所述第一连接管路和所述第二连接管路通过所述热交换器管路连接；所述第一连接管路远离所述第二连接管路的一端与所述反应堆罐体的顶部连接，所述第二连接管路远离所述第一连接管路的一端与所述反应堆罐体的底部连接。
进一步地，还包括：磁流体泵，所述磁流体泵设置在所述第一回路上，用于推动液态金属合金流动。
进一步地，还包括：热负载设备；所述热负载设备套设在所述热交换器管路外。
为解决上述问题，本发明还提供一种液态金属发电装置，包括：热声发电机和上述的液态金属反应堆；所述热声发电机套设在所述热交换器管路外。
为解决上述问题，本发明还提供一种液态金属换热装置，热交换罐体、第二回路、热负载设备和上述的液态金属反应堆；所述热交换罐体套设在所述热交换器管路外，所述第二回路将所述热交换罐体的顶部和所述热交换罐体的底部连通，所述热负载设备设置在所述第二回路中；所述热交换罐体、所述第二回路中均填充有液态金属合金。
进一步地，还包括：另一磁流体泵，另一所述磁流体泵设置在所述第二回路上，用于推动液态金属合金流动。
为解决上述问题，本发明还提供一种液态金属换热装置，包括：热交换罐体、第二回路、热负载设备、反应堆罐体、控制棒、第一回路、核燃料组件、熔盐和液态金属合金；所述控制棒穿过所述反应堆罐体，可活动的固定在所述反应堆罐体上，所述第一回路将所述反应堆罐体的顶部和所述反应堆罐体的底部连通；所述第一回路中设有热交换器管路；所述反应堆罐体、所述第一回路和所述热交换器管路中均填充有所述熔盐；所述核燃料组件与所述控制棒的控制端接触，固定在所述反应堆罐体内；所述热交换罐体套设在所述热交换器管路外，所述第二回路将所述热交换罐体的顶部和所述热交换罐体的底部连通，所述热负载设备设置在所述第二回路中；所述热交换罐体、所述第二回路中均填充有液态金属合金，所述液态金属合金的主要成分为镓。
(三)有益效果
本发明针对当前核反应堆系统热量输出品位低、运行压力高、固有安全性低、噪声大的缺点，提供一种液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置，采用常温下即为液体状态的液态金属合金作为反应堆的冷却剂，有效提高系统的热量输出品位和安全性。此外，通过设置磁流体泵，利用金属流体与磁场产生电磁作用力，推动液态金属合金流动，能够有效降低运行噪声。
附图说明
为了更清楚地说明本发明实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作一简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本发明的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。
图1是本发明实施例提供的液态金属反应堆的结构示意图；
图2是本发明实施例提供的液态金属发电装置的结构示意图；
图3是本发明实施例提供的液态金属换热装置的结构示意图；
其中，1：反应堆罐体；2：控制棒；3：核燃料组件；4：热声发电机；5：第一回路；6：热交换罐体；7：第二回路；8：热交换器管路；9：热负载设备；10：磁流体泵。
具体实施方式
为使本发明实施例的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例中的附图，对本发明实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
本发明实施例提供一种液态金属反应堆，如图1所示，该液态金属反应堆包括：反应堆罐体1、控制棒2、第一回路5、核燃料组件3和液态金属合金。控制棒2穿过反应堆罐体1，控制棒2可活动的固定在反应堆罐体1上，第一回路5将反应堆罐体1的顶部和反应堆罐体1的底部连通。第一回路5中设有热交换器管路8。反应堆罐体1、第一回路5和热交换器管路8中均填充有液态金属合金。液态金属合金作为载热流体，主要成分为镓。核燃料组件3与控制棒2的控制端接触，核燃料组件3固定在反应堆罐体1内。
本实施例中，第一回路5包括：第一连接管路和第二连接管路。第一连接管路和第二连接管路通过热交换器管路8连接。第一连接管路远离第二连接管路的一端与反应堆罐体1的顶部连接，第二连接管路远离第一连接管路的一端与反应堆罐体1的底部连接。
反应堆启动后，液态金属合金在核燃料之间的流道内受热升温并上升，从而驱动液态金属合金流动至反应堆罐体1顶部并进入第一回路5，流经热交换器管路8，并返回至反应堆罐体1的底部。液态金属合金的热量在热交换器管路8中传递热量。
本实施例针对当前核反应堆系统热量输出品位低、运行压力高、固有安全性低、噪声大的缺点，提供一种液态金属反应堆，采用常温下即为液体状态的液态金属合金作为反应堆的冷却剂，有效提高系统的热量输出品位和安全性。
在根据本发明的一个实施例中，液态金属合金内包含镓、铟、锡和铅。其中，镓的质量百分比为20％-75％，铟的质量百分比为5％-30％，锡的质量百分比为5％-25％，铅的质量百分比为0-30％。
其中，铅具有低的中子慢化能力及小的中子俘获截面，因此加入一定量的铅可以使反应堆设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多赋予中子实现核燃料嬗变、核燃料增值等多种功能，同时也可提高堆芯寿命、资源利用率和经济性，有利于预防核扩散。
由于采用以镓为主要成分的合金，该液态金属合金在室温下即以液体状态存在，沸点达到2200℃，因此可以使反应堆输出高品位热量，提高热电转换效率。镓铟合金的热导率一般是水的近六十倍，运动粘度仅为水的1/3左右，体积比热容为水的一半左右。因此将其选作换热流体，将获得比水高得多的冷却效率。镓铟合金化学性质稳定，与水、空气等不发生剧烈的化学反应，因此泄漏后不会产生次生危害。镓铟合金具备良好的导电性，可以使用如运动部件的电磁泵进行驱动，可靠性高，超静音。
此外，将该液态金属合金作为载热流体，其在常温下也不易发生凝结，因此可以在常温下启动循环换热，可使系统更简单，提高固有安全性。该液态金属的熔点达到了2000℃以上，因此反应堆的工作温度可以大幅度提升，提升了热量的输出品位。且由于液态金属的粘性小，该载热流体流动损失也比现有材料小。同时该液态金属合金的导热系数高，因此，若采用该液态金属合金作为载热流体，还可有效减少反应堆本体及换热器尺寸。
在根据本发明的一个实施例中，如图1所示，在自然循环的驱动力不够时，可在第一回路5上加装磁流体泵10，磁流体泵10利用直流电流流经磁场中的金属流体，从而使金属流体与磁场产生电磁作用力，推动流体流动。由于磁流体泵10没有任何运动部件，因此振动非常低，能够有效降低运行噪声。
在根据本发明的一个实施例中，如图1所示，该液态金属反应堆还包括：热负载设备9。热负载设备9套设在热交换器管路8外。液态金属合金的热量在热交换器管路8中传递热量，最终可传递给热负载设备9。
本实施例中，核燃料组件3包括：多个间隔排布的核燃料棒。各核燃料棒与控制棒2的控制端相互交错设置。
其中，控制棒2用于补偿燃料消耗和调节反应速率，控制链式反应的速率在一个预定的水平上，吸收中子，快速停止链式反应。通过控制棒2启动链式反应，核燃料棒升温，使核燃料棒之间的流道内受热升温并上升，从而驱动液态金属合金流动至反应堆罐体1顶部并进入第一回路5，流经热交换器管路8，并返回至反应堆罐体1的底部。液态金属合金的热量在热交换器管路8中传递热量，最终可传递给热负载设备9。
本发明实施例还提供一种液态金属发电装置，如图2所述，该液态金属发电装置包括：热声发电机4和液态金属反应堆。液态金属反应堆包括：反应堆罐体1、控制棒2、第一回路5、核燃料组件3和液态金属合金。控制棒2穿过反应堆罐体1，控制棒2可活动的固定在反应堆罐体1上，第一回路5将反应堆罐体1的顶部和反应堆罐体1的底部连通。第一回路5中设有热交换器管路8。反应堆罐体1、第一回路5和热交换器管路8中均填充有液态金属合金。液态金属合金作为载热流体，主要成分为镓。核燃料组件3与控制棒2的控制端接触，核燃料组件3固定在反应堆罐体1内。液态金属反应堆更加具体的结构请参阅图1相关的文字描述，在此不再赘述。
其中，热声发电机4主要用于将液态金属反应堆输出的热量转化为电能。热声发电机4是一种高功率密度的热电转化设备，采用一般的载热流体与其进行热交换时，难以满足低温差、低流动损失的需求。采用镓铟锡液态金属后，在换热温差小于20℃的条件下，换热的功率密度可以达到1MW/m^3以上的量级，从而满足换热的需求。
反应堆启动后，液态金属合金在核燃料之间的流道内受热升温并上升，从而驱动液态金属合金流动至反应堆罐体1顶部并进入第一回路5，流经热交换器管路8，并返回至反应堆罐体1的底部。液态金属合金的热量在热交换器管路8中传递热量。最后，热声发电机4将液态金属反应堆输出的热量转化为电能。
本实施例提供一种液态金属发电装置，采用常温下即为液体状态的液态金属合金作为反应堆的冷却剂，有效提高系统的热量输出品位和安全性。
由于第一回路5中的液态金属合金与核燃料之间存在直接接触，因此可能含有放射性物质，如果直接与热负载接触可能会对热负载产生不良影响，为此本发明实施例还提供一种液态金属换热装置，如图3所示，该液态金属换热装置包括：热交换罐体6、第二回路7、热负载设备9和液态金属反应堆。液态金属反应堆包括：
反应堆罐体1、控制棒2、第一回路5、核燃料组件3和液态金属合金。控制棒2穿过反应堆罐体1，控制棒2可活动的固定在反应堆罐体1上，第一回路5将反应堆罐体1的顶部和反应堆罐体1的底部连通。第一回路5中设有热交换器管路8。反应堆罐体1、第一回路5和热交换器管路8中均填充有液态金属合金。液态金属合金作为载热流体，主要成分为镓。核燃料组件3与控制棒2的控制端接触，核燃料组件3固定在反应堆罐体1内。热声发电机4套设在热交换器管路8外。热交换罐体6套设在热交换器管路8外，第二回路7将热交换罐体6的顶部和热交换罐体6的底部连通，热负载设备9设置在第二回路7中。热交换罐体6、第二回路7中均填充有液态金属合金。通过设置热交换罐体6和第二回路7隔断第一回路5中放射性物质对热负载设备9的影响。液态金属反应堆更加具体的结构请参阅图1相关的文字描述，在此不再赘述。其中，该液态金属换热装置还可设置另一磁流体泵10。另一磁流体泵10设置在第二回路7上，用于推动液态金属合金流动。本实施例提供的液态金属发电装置采用常温下即为液体状态的液态金属合金作为反应堆的冷却剂，有效提高系统的热量输出品位和安全性。
此外，在其他实施例中，本发明还提供一种液态金属换热装置，如图3所示，该液态金属换热装置包括：热交换罐体6、第二回路7、热负载设备9、反应堆罐体1、控制棒2、第一回路5、核燃料组件3、熔盐和液态金属合金。控制棒2穿过反应堆罐体1，可活动的固定在反应堆罐体1上，第一回路5将反应堆罐体1的顶部和反应堆罐体1的底部连通。第一回路5中设有热交换器管路8。反应堆罐体1、第一回路5和热交换器管路8中均填充有熔盐。核燃料组件3与控制棒2的控制端接触，固定在反应堆罐体1内；热交换罐体6套设在热交换器管路8外，第二回路7将热交换罐体6的顶部和热交换罐体6的底部连通，热负载设备9设置在第二回路7中。热交换罐体6、第二回路7中均填充有液态金属合金，液态金属合金的主要成分为镓。
因为镓有一定的中子吸收能力，本实施例中的第一回路5液态金属合金选择不采用镓基液态金属合金作为载热材料，而是采用熔盐作为载热材料，例如氟化盐。且本实施例中，在第二回路7中采用镓基液态金属合金作为载热材料，提升第二回路7的换热性能，满足其与高功率密度设备的匹配能力。
综上所述，本发明实施例针对当前核反应堆系统热量输出品位低、运行压力高、固有安全性低、噪声大的缺点，提供一种液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置，采用常温下即为液体状态的液态金属合金作为反应堆的冷却剂，有效提高系统的热量输出品位和安全性。
以上所描述的装置实施例仅仅是示意性的，其中所述作为分离部件说明的单元可以是或者也可以不是物理上分开的，作为单元显示的部件可以是或者也可以不是物理单元，即可以位于一个地方，或者也可以分布到多个网络单元上。可以根据实际的需要选择其中的部分或者全部模块来实现本实施例方案的目的。本领域普通技术人员在不付出创造性的劳动的情况下，即可以理解并实施。
最后应说明的是：以上实施例仅用以说明本发明的技术方案，而非对其限制；尽管参照前述实施例对本发明进行了详细的说明，本领域的普通技术人员应当理解：其依然可以对前述各实施例所记载的技术方案进行修改，或者对其中部分技术特征进行等同替换；而这些修改或者替换，并不使相应技术方案的本质脱离本发明各实施例技术方案的精神和范围。
Claims (10)
1.一种液态金属反应堆，其特征在于，包括：
反应堆罐体、控制棒、第一回路、核燃料组件和液态金属合金；
所述控制棒穿过所述反应堆罐体，可活动的固定在所述反应堆罐体上，所述第一回路将所述反应堆罐体的顶部和所述反应堆罐体的底部连通；所述第一回路中设有热交换器管路；所述反应堆罐体、所述第一回路和所述热交换器管路中均填充有所述液态金属合金，所述液态金属合金的主要成分为镓；所述核燃料组件与所述控制棒的控制端接触，固定在所述反应堆罐体内。
2.根据权利要求1所述的液态金属反应堆，其特征在于，所述液态金属合金内包含镓、铟、锡和铅；镓的质量百分比为20％-75％，铟的质量百分比为5％-30％，锡的质量百分比为5％-25％，铅的质量百分比为0-30％。
3.根据权利要求1所述的液态金属反应堆，其特征在于，所述核燃料组件包括：
多个间隔排布的核燃料棒；各所述核燃料棒与所述控制棒的控制端相互交错设置。
4.根据权利要求1所述的液态金属反应堆，其特征在于，所述第一回路包括：
第一连接管路和第二连接管路；所述第一连接管路和所述第二连接管路通过所述热交换器管路连接；所述第一连接管路远离所述第二连接管路的一端与所述反应堆罐体的顶部连接，所述第二连接管路远离所述第一连接管路的一端与所述反应堆罐体的底部连接。
5.根据权利要求1所述的液态金属反应堆，其特征在于，还包括：
磁流体泵，所述磁流体泵设置在所述第一回路上，用于推动液态金属合金流动。
6.根据权利要求1所述的液态金属反应堆，其特征在于，还包括：热负载设备；所述热负载设备套设在所述热交换器管路外。
7.一种液态金属发电装置，其特征在于，包括：
热声发电机和如权利要求1-5任一项所述的液态金属反应堆；所述热声发电机套设在所述热交换器管路外。
8.一种液态金属换热装置，其特征在于，包括：
热交换罐体、第二回路、热负载设备和如权利要求1-5任一项所述的液态金属反应堆；所述热交换罐体套设在所述热交换器管路外，所述第二回路将所述热交换罐体的顶部和所述热交换罐体的底部连通，所述热负载设备设置在所述第二回路中；所述热交换罐体、所述第二回路中均填充有液态金属合金。
9.根据权利要求8所述的液态金属换热装置，其特征在于，还包括：另一磁流体泵，另一所述磁流体泵设置在所述第二回路上，用于推动液态金属合金流动。
10.一种液态金属换热装置，其特征在于，包括：
热交换罐体、第二回路、热负载设备、反应堆罐体、控制棒、第一回路、核燃料组件、熔盐和液态金属合金；
所述控制棒穿过所述反应堆罐体，可活动的固定在所述反应堆罐体上，所述第一回路将所述反应堆罐体的顶部和所述反应堆罐体的底部连通；所述第一回路中设有热交换器管路；所述反应堆罐体、所述第一回路和所述热交换器管路中均填充有所述熔盐；所述核燃料组件与所述控制棒的控制端接触，固定在所述反应堆罐体内；所述热交换罐体套设在所述热交换器管路外，所述第二回路将所述热交换罐体的顶部和所述热交换罐体的底部连通，所述热负载设备设置在所述第二回路中；所述热交换罐体、所述第二回路中均填充有液态金属合金，所述液态金属合金的主要成分为镓。
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN117174349A (zh) * | 2022-05-27 | 2023-12-05 | 上海交通大学 | 镓金属冷却的兆瓦级小型模块化核反应堆 |
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4599551A (en) * | 1984-11-16 | 1986-07-08 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermoacoustic magnetohydrodynamic electrical generator |
| CN1955252A (zh) * | 2005-10-24 | 2007-05-02 | 中国科学院理化技术研究所 | 具有高传热性能的纳米金属流体 |
| RU2007136588A (ru) * | 2007-10-03 | 2009-04-10 | Александр Севастьянович Курбасов (RU) | Магнитогидродинамический насос |
| US20140050293A1 (en) * | 2012-08-16 | 2014-02-20 | The Penn State Research Foundation | Thermoacoustic enhancements for nuclear fuel rods and other high temperature applications |
| CN103928064A (zh) * | 2013-01-14 | 2014-07-16 | 上海核工程研究设计院 | 一种热动转换系统 |
| CN106533119A (zh) * | 2016-12-28 | 2017-03-22 | 中国科学院理化技术研究所 | 单级回路行波热声发动机驱动的液态金属磁流体发电系统 |
| CN107221370A (zh) * | 2017-06-09 | 2017-09-29 | 南京航空航天大学 | 基于液态金属自蒸发磁流体发电的核梯级利用系统及方法 |
| CN108399957A (zh) * | 2018-01-30 | 2018-08-14 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种小型模块化流动球床氟盐冷却高温反应堆 |
| CN109074873A (zh) * | 2016-04-26 | 2018-12-21 | 科利尔株式会社 | 使用液态金属一次冷却剂的负载追随小型化核反应堆系统 |
| CN210403222U (zh) * | 2019-05-05 | 2020-04-24 | 中国科学院理化技术研究所 | 液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置 |
-
2019
- 2019-05-05 CN CN201910367733.1A patent/CN111899903A/zh active Pending
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4599551A (en) * | 1984-11-16 | 1986-07-08 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermoacoustic magnetohydrodynamic electrical generator |
| CN1955252A (zh) * | 2005-10-24 | 2007-05-02 | 中国科学院理化技术研究所 | 具有高传热性能的纳米金属流体 |
| RU2007136588A (ru) * | 2007-10-03 | 2009-04-10 | Александр Севастьянович Курбасов (RU) | Магнитогидродинамический насос |
| US20140050293A1 (en) * | 2012-08-16 | 2014-02-20 | The Penn State Research Foundation | Thermoacoustic enhancements for nuclear fuel rods and other high temperature applications |
| CN103928064A (zh) * | 2013-01-14 | 2014-07-16 | 上海核工程研究设计院 | 一种热动转换系统 |
| CN109074873A (zh) * | 2016-04-26 | 2018-12-21 | 科利尔株式会社 | 使用液态金属一次冷却剂的负载追随小型化核反应堆系统 |
| CN106533119A (zh) * | 2016-12-28 | 2017-03-22 | 中国科学院理化技术研究所 | 单级回路行波热声发动机驱动的液态金属磁流体发电系统 |
| CN107221370A (zh) * | 2017-06-09 | 2017-09-29 | 南京航空航天大学 | 基于液态金属自蒸发磁流体发电的核梯级利用系统及方法 |
| CN108399957A (zh) * | 2018-01-30 | 2018-08-14 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种小型模块化流动球床氟盐冷却高温反应堆 |
| CN210403222U (zh) * | 2019-05-05 | 2020-04-24 | 中国科学院理化技术研究所 | 液态金属反应堆、液态金属发电装置和液态金属换热装置 |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN117174349A (zh) * | 2022-05-27 | 2023-12-05 | 上海交通大学 | 镓金属冷却的兆瓦级小型模块化核反应堆 |
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