CN114093535A - 堆芯冷却系统 - Google Patents

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CN114093535A
CN114093535A CN202111273371.3A CN202111273371A CN114093535A CN 114093535 A CN114093535 A CN 114093535A CN 202111273371 A CN202111273371 A CN 202111273371A CN 114093535 A CN114093535 A CN 114093535A
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刘�东
张勋
司恒远
单玉忠
侯建飞
张辉
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China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
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Shenzhen China Guangdong Nuclear Engineering Design Co Ltd
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Abstract

本发明涉及堆芯冷却系统,堆芯冷却系统包括主传热回路和补水单元,补水单元包括补水箱和补水管,补水箱的高度大于反应堆压力容器的高度,补水管的进口端与补水箱连接,补水管的出口端与冷管段连接。当失水事故初期,主泵依然在运行,冷管段中存在流通的冷却剂,冷却剂在主泵的压力下,经过进口管嘴流通至反应堆压力容器中。同时补水箱中的冷却剂由于重力因素,经过补水管流通至冷管段中,与冷管段中的冷却剂混合后,在主泵的压力作用下从反应堆压力容器的进口管嘴进入到反应堆压力容器。即本申请补水箱中的冷却剂能够同时在重力和主泵的压力的推动下,进入到压力容器中,从而减小反应堆压力容器中的静压的影响,增加流通速度。

Description

堆芯冷却系统
技术领域
本发明涉及堆芯冷却系统技术领域,特别是涉及一种堆芯冷却系统。
背景技术
核电站堆芯设置在反应堆压力容器内,反应堆压力容器与三条传热管路连接。每条传热管路均设一台主泵、一台蒸汽发生器。反应堆压力容器具有进口管嘴和出口管嘴。堆芯运行时,主泵驱动冷却剂在反应堆压力容器及传热管路内循环流动。主泵将液态冷却剂压入至堆芯中后,液态冷却剂在反应堆压力容器中吸收热量后,流通至蒸汽发生器中,在蒸汽发生器中释放热量后,通过主泵由反应堆压力容器的进口管嘴重新被压入堆芯,如此重复循环。其中,主泵出口与反应堆压力容器的进口管嘴之间的管段为冷管段,反应堆压力容器的出口管嘴和蒸汽发生器入口之间的管段为热管段,蒸汽发生器与主泵之间的管段为过渡管段。
核电厂冷却剂丧失事故(失水事故)指传热管路产生破口或破裂。失水事故将导致设置堆芯的反应堆压力容器中冷却剂减少,堆芯裸露,引起燃料元件升温并损坏,如不加干预,将导致堆芯熔毁,大量放射性物质释放,严重威胁核电三大安全功能。现有技术中一般通过补水系统对堆芯进行补水,以实现对堆芯的降温,补水安全系统一般包括能动系统和非能动系统两种。非能动堆芯补水系统利用密度差和重力作为驱动力,实现事故工况下向堆芯补水。
一般的非能动堆芯冷却系统,在事故中提供的用于冷却堆芯的应急冷却剂不能快速流通至反应堆压力容器内。
发明内容
基于此,有必要针对补水箱中的冷却剂不能快速流通至反应堆压力容器的问题,提出一种堆芯冷却系统。
一种堆芯冷却系统,包括补水单元,包括主传热回路和补水单元;
所述主传热回路包括:反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器以及传热管路,所述传热管路包括依次连接的冷管段、热管段以及过渡管段,所述冷管段将所述主泵与所述反应堆压力容器连接,所述热管段将所述反应堆压力容器与所述蒸汽发生器连接,所述过渡管段将所述蒸汽发生器与所述主泵连接,所述传热管路用于输送冷却剂;
所述补水单元包括补水箱和补水管,所述补水箱的高度大于反应堆压力容器的高度,所述补水管的进口端与所述补水箱连接,所述补水管的出口端与所述冷管段连接。
在其中一个实施例中,沿着所述冷管段的延长方向,所述主泵相较于所述反应堆压力容器更靠近所述补水管与所述冷管段的连接位置。
在其中一个实施例中,所述补水管倾斜于所述冷管段。
在其中一个实施例中,所述补水单元还包括:
平衡管,所述平衡管的进口端用于与所述主传热回路连通,所述平衡管的出口端连接于所述补水箱。
在其中一个实施例中,所述平衡管的进口端与所述冷管段连接,沿着所述冷管段中冷却剂的流动方向,所述补水管的出口端位于所述平衡管的进口端靠近所述反应堆压力容器的一侧。
在其中一个实施例中,所述蒸汽发生器的壳体上开设有平衡管接口,所述平衡管接口的高度大于所述蒸汽发生器的出口端的高度,所述平衡管的进口端与所述蒸汽发生器的平衡管接口连接。
在其中一个实施例中,所述平衡管的进口端与所述过渡管段连接,且沿着冷却剂的流动方向,所述平衡管的进口端与所述过渡管段的连接位置位于所述过渡管段的水封段之前。
在其中一个实施例中,所述补水单元还包括第一隔离阀,所述第一隔离阀设置在所述平衡管上。
在其中一个实施例中,所述补水单元还包括第二隔离阀,所述第二隔离阀设置在所述补水管上。
在其中一个实施例中,所述补水管包括依次连接的第一管段和第二管段;
所述第二隔离阀的数量为多个,多个所述第二隔离阀的进口端共同通过所述第一管段与所述补水箱的出口端连接,多个所述第二隔离阀的出口端共同通过所述第二管段与所述冷管段连接。
在其中一个实施例中,所述补水单元还包括止回阀,所述止回阀设置在所述补水管上。
在其中一个实施例中,所述补水单元的数量为一个,所述传热管路的数量为三个,一个所述补水单元与三个所述传热管路中的任意一个传热管路连接,且沿着所述冷管段的延长方向,所述反应堆压力容器相较于所述主泵更靠近所述补水管与所述冷管段的连接位置。
在其中一个实施例中,所述传热管路的数量为三个;
所述补水单元的数量为两个,两个所述补水单元与任意两个所述传热管路一一对应连接;或
所述补水单元的数量为三个,一个所述补水单元与一个所述传热管路一一对应连接。
上述的堆芯冷却系统,通过设置主传热回路和补水单元,补水单元包括补水箱和补水管,补水管的进口端与补水箱连接,补水管的出口端与冷管段连接。当失水事故发生初期,主泵依然在运行,冷管段中依然存在流通的冷却剂,冷却剂在主泵的压力下,经过反应堆压力容器的进口管嘴流通至反应堆压力容器中。同时补水箱中的冷却剂由于重力因素,经过补水管流通至冷管段中,与冷管段中原有的冷却剂混合后,混合后的冷却剂在主泵的压力作用下从反应堆压力容器的进口管嘴进入到反应堆压力容器。即本申请补水箱中的冷却剂能够同时在重力和主泵的压力的推动下,进入到压力容器中,从而能够减小反应堆压力容器中的静压的影响,增加流通速度。
附图说明
图1为一实施例中的堆芯冷却系统连接示意图;
图2为另一实施例中的堆芯冷却系统连接示意图。
附图标记:10-反应堆压力容器;11-进口管嘴;20-蒸汽发生器;21-下封头出口腔室;30-主泵;40-传热管路;41-热管段;42-过渡管段;43-冷管段;
100-补水单元;110-补水箱;120-补水管;121-第二隔离阀;122-止回阀;130-平衡管;131-第一隔离阀。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂,下面结合附图对本发明的具体实施方式做详细的说明。在下面的描述中阐述了很多具体细节以便于充分理解本发明。但是本发明能够以很多不同于在此描述的其它方式来实施,本领域技术人员可以在不违背本发明内涵的情况下做类似改进,因此本发明不受下面公开的具体实施例的限制。
在本发明的描述中,需要理解的是,术语“中心”、“纵向”、“横向”、“长度”、“宽度”、“厚度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”、“内”、“外”、“顺时针”、“逆时针”、“轴向”、“径向”、“周向”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括至少一个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是至少两个,例如两个,三个等,除非另有明确具体的限定。
在本发明中,除非另有明确的规定和限定,术语“安装”、“相连”、“连接”、“固定”等术语应做广义理解,例如,可以是固定连接,也可以是可拆卸连接,或成一体;可以是机械连接,也可以是电连接;可以是直接相连,也可以通过中间媒介间接相连,可以是两个元件内部的连通或两个元件的相互作用关系,除非另有明确的限定。对于本领域的普通技术人员而言,可以根据具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
在本发明中,除非另有明确的规定和限定,第一特征在第二特征“上”或“下”可以是第一和第二特征直接接触,或第一和第二特征通过中间媒介间接接触。而且,第一特征在第二特征“之上”、“上方”和“上面”可是第一特征在第二特征正上方或斜上方,或仅仅表示第一特征水平高度高于第二特征。第一特征在第二特征“之下”、“下方”和“下面”可以是第一特征在第二特征正下方或斜下方,或仅仅表示第一特征水平高度小于第二特征。
需要说明的是,当元件被称为“固定于”或“设置于”另一个元件,它可以直接在另一个元件上或者也可以存在居中的元件。当一个元件被认为是“连接”另一个元件,它可以是直接连接到另一个元件或者可能同时存在居中元件。本文所使用的术语“垂直的”、“水平的”、“上”、“下”、“左”、“右”以及类似的表述只是为了说明的目的,并不表示是唯一的实施方式。
参阅图1,本发明一实施例提供了一种堆芯冷却系统,堆芯冷却系统包括主传热回路和补水单元,主传热回路包括:反应堆压力容器10、主泵30、蒸汽发生器20以及传热管路40,传热管路40包括依次连接的冷管段43、热管段41以及过渡管段42,冷管段43将主泵30与反应堆压力容器10连接,热管段41将反应堆压力容器10与蒸汽发生器20连接,过渡管段42将蒸汽发生器20与主泵30连接,传热管路40用于输送冷却剂。补水单元100包括补水箱110和补水管120,补水箱110的高度大于反应堆压力容器10的高度,补水管120的进口端与补水箱110连接,补水管120的出口端与冷管段43连接。
本申请实施例中的补水单元100用于为反应堆压力容器10补水。反应堆压力容器10内开设有环腔,从反应堆压力容器10进口管嘴11进入的冷却剂首先进入到环腔中,由于环腔的空间较小,因此,流入到环腔中的冷却剂在环腔中产生的静压较大,冷却剂需要克服较大静压才能进入环腔。
在本实施例中,当失水事故发生初期,主泵30依然在运行,冷管段43中依然存在流通的冷却剂,冷却剂在主泵30的压力下,经过反应堆压力容器10的进口管嘴11流通至反应堆压力容器10中。同时补水箱110中的冷却剂由于重力因素,经过补水管120流通至冷管段43中,与冷管段43中原有的冷却剂混合后,混合后的冷却剂在主泵30的压力作用下从反应堆压力容器10的进口管嘴11进入到反应堆压力容器10。即本申请补水箱110中的冷却剂能够同时在重力和主泵30的压力的推动下,进入到压力容器中,从而能够减小反应堆压力容器10中的静压的影响,增加流通速度。
此外,在发生堆芯补水系统误注入或失水事故时,如果补水箱110中的应急冷却剂直接注入温度较高的反应堆压力容器10中,容易导致反应堆压力容器10的中出现承压热冲击现象,进而导致反应堆压力容器10应急冷却剂的直接注入接管位置破裂。因此,补水管120的出口端与冷管段43连接,则补水管120中的冷却剂和冷管段43原有的冷却剂能够在充分混合后,使得来自补水管120中的冷却剂温度升高后再注入至反应堆压力容器10中,从而能够避免反应堆压力容器10的中出现承压热冲击现象。
在一些实施例中,补水管倾斜于冷管段,以有利于冷却剂向堆芯方向流入。
具体的,补水管可以是一条直管,补水管的进口端相较于补水管的出口端靠近主泵。或者,补水管包括多段依次连接的管段,则补水管与冷管段相连的管段倾斜于冷管段,且补水管与冷管段相连的管段的进口端,相较于补水管与冷管段相连的管段的出口端更靠近主泵。
参阅图1和图2,在一些实施例中,补水单元100还包括平衡管130,平衡管130的进口端用于与主传热回路连通,平衡管130的出口端连接于补水箱110。
在本实施例中,设置平衡管130将补水箱110与主传热回路连通,用于平衡补水箱110上部的压力,使得补水箱110上部的压力与主传热回路中的压力保持一致,当破口事故发生时,在堆芯产生蒸汽的驱动下,补水箱110中的冷却剂能够快速流出。
参阅图2,在其中一些实施例中,平衡管130的进口端与冷管段43连接,即平衡管130的进口端连接在主泵30与反应堆压力容器10之间,同时沿着冷管段43中冷却剂的流动方向,补水管120的出口端位于平衡管130的进口端靠近反应堆压力容器10的一侧。即保持补水箱110以及补水管120中的冷却剂的流通方向与传热管路40中的冷却剂的流通方向一致。
参阅图1,在另外一些实施例中,蒸汽发生器20的壳体上开设有平衡管接口(图未标),平衡管接口的高度大于蒸汽发生器20的出口端的高度,平衡管130的进口端与蒸汽发生器20的平衡管接口连接。
具体的,平衡管接口位于蒸汽发生器20的下封头出口腔室21上。在破口事故中,过渡管段42中容易形成水封段,水封段将影响传热管路中冷却剂的自然循环。当失水事故发生时,堆芯液位下降,堆芯不能及时冷却,从而导致温度较高,堆芯中产生大量的冷却剂蒸汽进入到蒸汽发生器20中,并在蒸汽发生器20中不能被完全冷凝,且由于过渡管段42中水封的存在,冷却剂蒸汽在蒸汽发生器20聚集。同时聚集在蒸汽发生器20出口位置的冷却剂蒸汽又影响过渡管段42中的液态冷却剂的流出,从而导致过渡管段42、冷管段43中冷却剂的回流速度减慢,堆芯的冷却速度减慢,以此可能造成恶性循环。因此在本实施例中,将平衡管130的进口端直接蒸汽发生器20的平衡管接口连接。
当失水事故发生时,蒸汽发生器20中的冷却剂蒸汽能够直接经过平衡管130进入到补水箱110中,而不经过水封段。进入到补水箱110中的冷却剂蒸汽能够增大补水箱110进口端的压力,进而增大补水箱110中进出口的压差,有助于将补水箱110中的冷却剂快速流通至反应堆压力容器10中对堆芯进行冷却。此外,由于平衡管接口的高度大于蒸汽发生器20的出口端的高度,因此,有利于冷却剂蒸汽快速通过平衡管接口排出。
在其他实施例中,还可以是,平衡管130的进口端与过渡管段42连接,且沿着冷却剂的流动方向,平衡管130的进口端与过渡管段42的连接位置位于水封段之前。
在一些实施例中,补水单元100还包括第一隔离阀131,第一隔离阀131设置在平衡管130上。在正常运行时,第一隔离阀131处于打开状态,即补水箱110进口端的压力始终与蒸汽发生器20的出口端或者冷管段43中的压力一致,在失水事故发生时,有助于补水箱110中冷却剂的快速注入。
在一些实施例中,补水单元100还包括第二隔离阀121,第二隔离阀121设置在补水管120上。
在本实施例中,第二隔离阀121用于控制补水箱110与传热管路40的通断,第二隔离阀121上设置有信号接收装置,信号接收装置与整个反应堆压力容器10的控制系统连接,当失水事故引起的系统参数变化触发控制系统时,控制系统发出信号,同时第二隔离阀121接收信号并打开第二隔离阀121,补水箱110的中冷却剂可快速注入反应堆压力容器10中,以保证堆芯的淹没和冷却,确保堆芯安全。
进一步的,补水管120包括依次连接的第一管段和第二管段。第二隔离阀121的数量为多个,多个第二隔离阀121的进口端共同通过第一管段与补水箱110的出口端连接,多个第二隔离阀121的出口端共同通过第二管段与冷管段43连接。即多个第二隔离阀121并列连接,同时设置多个第二隔离阀121可以防止其中一个或者多个第二隔离阀121失效后,导致的补水管120不能被打开。
具体的,第二隔离阀121的数量为两个,两个第二隔离阀121并列连接,当其中任意一个隔离阀打开时,补水管120均能能够被导通。
在一些实施例中,补水单元100还包括止回阀122,止回阀122设置在补水管120上,且位于第二隔离阀121和冷管段43之间。具体的止回阀122能够防止在核电站正常运行时,反应堆压力容器10中的压力过大,导致冷却剂倒流至补水箱中。
在一些实施例中,补水单元的数量至少为一个,当补水管的数量为一个时,一个补水单元与三个传热管路中的任意一个传热管路连接,且沿着冷管段的延长方向,反应堆压力容器相较于主泵更靠近补水管与冷管段的连接位置。
需要说明的是,堆芯在运行时,三个传热管路中均有循环流动的冷却剂,同时对堆芯进行冷却,因此,当三个传热管路中的任意一个传热管路产生破口或破裂时,即反应堆压力容器中总的冷却剂会减少。
在本实施例中,补水单元的数量可以是一个,一个补水单元与三个传热管路中的任意一个传热管路连接,并且当三个传热管路中的任意一个传热管路发生破口和破裂时,该补水单元均能够代替该破口传热管路对堆芯进行补水。因此,存在当补水单元与其中一个传热管路连接时,同时该条传热管路发生破口的情况。在具体实施时,应尽量减少补水单元中的管路与该条传热管路过渡管段以及冷管段的重合。即当仅设置一条补水单元时,且沿着冷却剂的流动方向,补水管与冷管段的连接位置靠近反应堆压力容器,平衡管的进口端与蒸汽发生器的平衡管接口连接。即补水单元中的管路与该条传热管路的重合管段仅为靠近反应堆压力容器进口管嘴的一段冷管段,在具体实施时,可以采用加厚该段重合管段的管壁或者采用强度更好的材料,以减少该段重合段的破裂可能性。
在另一实施例中,补水单元的数量为两个,两个补水单元与任意两个传热管路一一对应连接。
具体的,当补水单元的数量为两个时,此处为了方便描述,将两个补水单元分别定义为第一补水单元和第二补水单元,三个传热管路分别定义为第一传热管路、第二传热管路以及第三传热管路,将第一补水单元与第一传热管路连接、第二补水单元与第二传热管路连接。
在补水管与冷管段的连接位置靠近反应堆压力容器,平衡管的进口端与蒸汽发生器的平衡管接口连通的情况下,三个传热管路中的任意一个传热管路发生破裂时,第一补水单元或第二补水单元开启,用于对反应堆压力容器进行补水。
在补水管与冷管段的连接位置没有靠近反应堆压力容器,或者平衡管的进口端与冷管段连接的情况下,当第一传热管路发生破裂时,第二补水单元开启,用于对反应堆压力容器进行补水;当第二传热管路发生破裂时,第一补水单元开启,用于对反应堆压力容器进行补水;当第三传热管路发生破裂时,第一补水单元或第二补水单元开启,用于对反应堆压力容器进行补水。
在其他实施例中,补水单元的数量为三个,一个补水单元与一个传热管路一一对应连接。
具体的,当补水单元的数量为三个时,三个补水单元的补水方式可参考当补水单元的数量为两个时的补水方式,即当其中任意一个传热管路发生破裂时,同时有至少两个补水单元可以对其进行补水。
以上所述实施例的各技术特征可以进行任意的组合,为使描述简洁,未对上述实施例中的各个技术特征所有可能的组合都进行描述,然而,只要这些技术特征的组合不存在矛盾,都应当认为是本说明书记载的范围。
以上所述实施例仅表达了本发明的几种实施方式,其描述较为具体和详细,但并不能因此而理解为对发明专利范围的限制。应当指出的是,对于本领域的普通技术人员来说,在不脱离本发明构思的前提下,还可以做出若干变形和改进,这些都属于本发明的保护范围。因此,本发明专利的保护范围应以所附权利要求为准。

Claims (12)

1.堆芯冷却系统,其特征在于,包括主传热回路和补水单元;
所述主传热回路包括:反应堆压力容器、主泵、蒸汽发生器以及传热管路,所述传热管路包括依次连接的冷管段、热管段以及过渡管段,所述冷管段将所述主泵与所述反应堆压力容器连接,所述热管段将所述反应堆压力容器与所述蒸汽发生器连接,所述过渡管段将所述蒸汽发生器与所述主泵连接,所述传热管路用于输送冷却剂;
所述补水单元包括补水箱和补水管,所述补水箱的高度大于反应堆压力容器的高度,所述补水管的进口端与所述补水箱连接,所述补水管的出口端与所述冷管段连接。
2.根据权利要求1所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述补水管倾斜于所述冷管段。
3.根据权利要求1所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述补水单元还包括:
平衡管,所述平衡管的进口端用于与所述主传热回路连通,所述平衡管的出口端连接于所述补水箱。
4.根据权利要求3所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述平衡管的进口端与所述冷管段连接,沿着所述冷管段中冷却剂的流动方向,所述补水管的出口端位于所述平衡管的进口端靠近所述反应堆压力容器的一侧。
5.根据权利要求3所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述蒸汽发生器的壳体上开设有平衡管接口,所述平衡管接口的高度大于所述蒸汽发生器的出口端的高度,所述平衡管的进口端与所述蒸汽发生器的平衡管接口连接。
6.根据权利要求3所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述平衡管的进口端与所述过渡管段连接,且沿着冷却剂的流动方向,所述平衡管的进口端与所述过渡管段的连接位置位于所述过渡管段的水封段之前。
7.根据权利要求3所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述补水单元还包括第一隔离阀,所述第一隔离阀设置在所述平衡管上。
8.根据权利要求7所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述补水单元还包括第二隔离阀,所述第二隔离阀设置在所述补水管上。
9.根据权利要求8所述的堆芯冷却系统,其特征在于,
所述补水管包括依次连接的第一管段和第二管段;
所述第二隔离阀的数量为多个,多个所述第二隔离阀的进口端共同通过所述第一管段与所述补水箱的出口端连接,多个所述第二隔离阀的出口端共同通过所述第二管段与所述冷管段连接。
10.根据权利要求1所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述补水单元还包括止回阀,所述止回阀设置在所述补水管上。
11.根据权利要求5所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述补水单元的数量为一个,所述传热管路的数量为三个,一个所述补水单元与三个所述传热管路中的任意一个传热管路连接,且沿着所述冷管段的延长方向,所述反应堆压力容器相较于所述主泵更靠近所述补水管与所述冷管段的连接位置。
12.根据权利要求1-10任意一项所述的堆芯冷却系统,其特征在于,所述传热管路的数量为三个;
所述补水单元的数量为两个,两个所述补水单元与任意两个所述传热管路一一对应连接;或
所述补水单元的数量为三个,一个所述补水单元与一个所述传热管路一一对应连接。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114743698A (zh) * 2022-04-15 2022-07-12 华能核能技术研究院有限公司 一种简洁的高温气冷堆余热排出系统
CN114743698B (zh) * 2022-04-15 2023-06-27 华能核能技术研究院有限公司 一种简洁的高温气冷堆余热排出系统

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