DE2739485A1

DE2739485A1 - Vorrichtung und verfahren zur erfassung der leistungsverteilung in einem kernreaktor- brennelement

Info

Publication number: DE2739485A1
Application number: DE19772739485
Authority: DE
Inventors: Russell M Ball
Original assignee: Electric Power Research Institute Inc
Current assignee: Electric Power Research Institute Inc
Priority date: 1977-05-06
Filing date: 1977-09-01
Publication date: 1978-11-09
Also published as: SE433143B; US4200491A; CA1080373A; SE7709462L; FR2389971A1; GB1526719A; JPS53139084A

Description

Die Erfindung betrifft das Messen der Lei stungsvert eilung eines Kernreaktor-Brennelements. Insbesondere betrifft die Erfindung ein Verfahren und eine inaktive Vorrichtung zur Analyse der Vorgeschichte bzw. des Ablaufs der Leistungsverteilung durch die Messung der Beststrahlung entlang eines Brennelement s.

Um die Genauigkeit von kernphysikalischen Berechnungen nachzuprüfen und um eine Entscheidung zu treffen, ob in der Leistungserzeugung des Brennelements Anomalien aufgetreten sind, ist es wünschenswert, die jüngste Leistungsverteilung eines Reaktors und der individuellen Kernbrennelemente aufzuzeichnen. Es hat sich herausgestellt, daß die Bildung von bestimmten Spaltprodukten in einem Brennelement oder einem Spaltmaterialstab, womit speziell das radioaktive Lanthan-140,

ein Spaltprodukt von Barium, gemeint ist, innerhalb des Brennelements nicht wandert; damit ist diese Anlagerung repräsentativ für die jüngste Reaktionsvorgeschichte des Brennelements. Die Reaktionsvorgeschichte ist direkt mit der allerletzten Leistungserzeugung korreliert, was eine Folge der relativ kurzen Halbwertszeit des Ausgangsreaktanten Barium-140 ist. Somit kann die Messung der Strahlungsemission von Lanthan-140, die gegenüber der anderen Reststrahlung diskriminiert werden muß, dazu verwendet werden, eine genaue Aufzeichnung der Reaktorleistungsverteilung herzustellen.

Früher wurde die Gammastrahlung von Brennelementen dadurch gemessen, daß jedes Brennelement mit kollimierten Strahlungsdetektoren abgetastet wurde, welche Strahlung erfassen und Energiepegel diskriminieren konnten. Im allgemeinen wurden als Detektoren Natriumjodid-Szintillatoren oder Germaniumlithium-Festkörpersensoren zusammen mit entsprechenden elektronischen und signalverarbeitenden Anlagen verwenden, um Gammastrahlung zu erfassen. Dabei besteht jedoch die große Gefahr, daß

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die Bedienungsperson für den Detektor während der Messung der Reststrahlen von verbrauchten, jedoch noch strahlenden Brennelementen gefährlich hohen Gammastrahlungspegeln ausgesetzt ist, daß die Detektoren früher von der Bedienungsperson in enger Nachbarschaft mit den Brennelementen gehandhabt wurden. Deshalb war es beim gegenwärtigen Stand der Technik erforderlich, abgeschirmte Detektorsysteme zu verwenden. Als Abschirmung für das zu messende Brennelement wurde gewöhnlich Wasser verwendet, so daß die konventionellen Sensoren im allgemeinen geeignet waren, unter Wasser zu arbeiten. Nach den bekannten Verfahren wurde eine Verteilungs-Vorgeschichte eines Brennelements kurz gasagt so bestimmt, daß jedes Element aus dem Reaktor genommen, in ein abschirmendes Medium eingetaucht und langsam durch einen Sensor abgetastet wurde, welcher punktweise entlang einzelner Brennelemente Bestrahlungsdaten erzeugte. Um die beim Abtasten auftretenden Zeitdifferenzen bei unterschiedlichen Raumpunkten entlang des Brennelements zu berücksichtigen, erforderte diese Technik aufgrund der auftretenden Strahlungsabnähme umfangreiche Korrekturen.

Die erfindungsgemäße Aufgabe besteht nun darin, einen Strahlungsdetektor zu schaffen, der frei von den Nachteilen der dem gegenwärtigen Stand der Technik entsprechenden Detektoren ist, indem er an Ort und Stelle die verteilte . Strahlung eines verbrauchten Kernreaktor-Brennelements diskriminiert. Ein erfindungsgemäßer Sensor besteht aus einem zylindrischen Gehäuse oder einer Wandung, das bzw. die ein Material umgibt, das einfallende Gammastrahlung mit einem einen vorbestimmten Schwellwert überschreitenden Energiepegel in ein entsprechend verteiltes Neutronenstrahlungsfeld umwandelt. Die einfallende Gammastrahlung läßt sich anhand eines speziellen kurzlebigen Reaktionsprodukts, das für die letzte Leistungsverteilung repräsentativ ist, wie beispielsweise Lanthan-140, identifizieren.Das Umwandlungs- bzw. Konvertermaterial, das beispielsweise Deuterium

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Beryllium oder eine Zusammensetzung bzw. Verbindung dieser Stoffe sein kann, umgibt einen auf ein Neutronenfeld ansprechenden Aktivanten, wie beispielsweise Gold, der in der Form eines Drahtes bzw. einer Faser der Länge nach im Gehäuse angeordnet ist. Der Aktivant empfängt und speichert im wesentlichen entlang seiner Länge Informationen über den Pegel und die Verteilung von einfallender Neutronenstrahlung durch Erzeugung von radioaktiven Isotopen, die durch eine lange Strahlungslebensdauer mit einer Strahlung von niedrigem Pegel gekennzeichnet sind, welche später durch konventionelle, relativ sichere Strahlungsdetektor-Techniken für niedere Strahlungspegel gemessen werden kann.

Bei Betrieb wird ein erfindungsgemäßer Stab innerhalb eines Reaktorkerns Seite an Seite mit einem verbrauchten Brennelement angeordnet und für mehrere Stunden bis einige Tage so gelassen, damit der Aktivant voll der Strahlung ausgesetzt ist. Der Stab wird danach zur Analyse herausgenommen.

Eines der Ziele der Erfindung besteht darin, eine Vorrichtung für das Analysieren der Vorgeschichte der Leistungsverteilung eines Kernreaktor-Brennelements zu schaffen, um die richtige und leistungsfähige Betriebsweise eines Kernreaktors zu überwachen. Mit der Erfindung wird ebenfalls eine Vorrichtung geschaffen, mit der sich die Vorgeschichte

der Leistungsverteilung der Spaltprodukte messen läßt, ohne daß die Gefahr auftritt, daß Betriebspersonen der Strahlung ausgesetzt sind. Erfindungsgemäß kann die Reststrahlung von abgebrannten Brennelementen durch einen an Ort und Stelle angeordneten Detektor gemessen und aufgezeichnet werden. Damit können Messungen tatsächlich so ausgeführt werden, daß keine Bestrahlungsgefahr durch gefährlich hohe Strahlungspegel besteht.

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Durch die Erfindung werden weiterhin eine Vorrichtung und ein Verfahren geschaffen, um die räumliche Verteilung von restlicher Gammastrahlung mit kurzer Lebensdauer zu messen, ohne daß das zeitabhängige Abklingen der Reststrahlung kompensiert werden müßte. Ein Vorteil der Erfindung liegt in diesem Falle darin, daß die Verteilung einer Reststrahlung von kurzer Lebensdauer gleichzeitig auf eine Art gemessen wird, die ein relativ beständiges räumliches Abbild erzeugt, das sich viel leichter durch konventionelle Strahlungsdetektor-Methoden für niedrige Strahlungspegel analysieren läßt. Damit besteht keine Notwendigkeit mehr, Korrekturen wegen zeitabhängiger Abklingdifferenzen machen zu müssen.

Die Erfindung wird im folgenden anhand der Zeichnung beispielsweise beschrieben; diese zeigt:

eine vertikal quergeschnittene Ansicht eines erfindungsgemäßen Detektors.

Im folgenden Absatz wird eine detaillierte Beschreibung der bevorzugten Ausführungsformen wiedergegeben.

Die Erfindung besteht aus einem inaktiven System, das zum Erfassen des Vorhandenseins von radioaktivem Lanthan-140, dem kurzlebigen Nachfolgeprodukt vom radioaktiven Barium-140, verwendet werden kann. Die Verteilung und die Konzentration des radioaktiven Lanthans-140, das durch die Intensität von hochenergetischer Gammastrahlung angezeigt wird, stellt eine genaue Aufzeichnung der Ablagerung von Spaltprodukten dar.

Lanthan-140 ist dadurch gekennzeichnet, daß es Gammastrahllen mit einem relativ hohen Energiepegel von ungefähr 2,5 MeV emittiert. Um einen meßbaren Neutronenfluß, welcher dem Pegel der Gammastrahlung entspricht, zu erzeugen, wird ein Konvertermaterial verwendet, das ab einem gewissen Schwellwert anspricht. Be-

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sondere Substanzen, wie beispielsweise Beryllium und Neuterium, zeigen eine charkteristische Photoneutronen-Reaktion, die gegenüber Strahlung unter einem Energieschwellwert einen unbedeutenden Wirkungsquerschnitt besitzt. Über dem charakteristischen Schwellwertpegel der Strahlung wird ein Photoneutronenfluß erzeugt, der genügend hoch ist, zur Messung des Neutronenflusses Materialien zu aktivieren.

Der Schwellwert der Photoneutronen-Reaktion von Beryllium liegt bekanntermaßen bei 1,67 ^eV. Pur Deuterium ist der entsprechende Schwellwert-Energiepegel 2,22 MeV.

Ein gewöhnlich zur Messung des Neutronenflusses verwendetes Material ist der Aktivant Gold. Gold und andere Aktivierungs-Materialien wie beispielsweise Silber, Lutetium und Mangan sind dafür bekannt, daß sie Isotope erzeugen, die eine langlebige Strahlungsemissionscharakteristik besitzen, welche direkt dem Pegel der einfallenden Strahlung entspricht· Durch konventionelle Strahlungsdetektoren für niedrige Strahlungspegel kann diese Emissionscharakteristik der Isotopenstrahlung später gemessen werden«

Um eine Erklärung und eine Definition für die Bezeichnung "Aktivant" zu geben, sei bemerkt, daß dieser Ausdruck als Bezeichnung für Materialien dient, die sich für ein Neutronenfluß-Detektorelement eignen. Insbesondere ist ein Aktivant ein Material, das, auf eine Bestrahlung durch Neutronenfluß hin, ein aktiviertes Isotop erzeugt, das Strahlung mit einer relativ langen Halbwertszeit emittiert. Für die Erfindung wird als Aktivant ein Material verwendet, dessen Neutronenaktivierungs-Querschnitt größer als etwa zehn Barn (10 χ 10 cm ) ist und dessen aktiviertes Isotop eine Gamma- oder Beta-Strahlung emittiert, die eine Energie von mehr als etwa 50 000 Elektronenvolt besitzt, wobei die Halbwertsdauer größer als etwa eine Stunde ist.

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In der Zeichnung ist eine praktische Ausführungsform einer erfindungsgemäß wirksamen Vorrichtung zum Erfassen und Registrieren der Emissionen von Lanthan-140 dargestellt, daß die jüngste Vorgeschichte der Leistungsverteilung eines Kernreaktor-Brennelements anzeigen kann. Die Vorrichtung umfaßt einen Stab 10, der aus einem länglichen rohrförmigen Gehäuse 12 besteht, das mit einem einhüllenden Material 14·, wie beispielsweise einer Berylliumoxidverbindung (BeO-Verbindung), gefüllt ist, in das ein zentral angeordneter länglicher Aktivant 16 eingebettet ist. Das Gehäuse 12 ist vorzugsweise kreisförmig zylindrisch. Der drahtförmige Aktivant 16 kann beispielsweise ein Golddraht sein oder aus einem anderen der obengenannten Materialien bestehen. Ein Golddraht mit einem Durchmesser in der Größenordnung von 2 mm ist dabei ausreichend dick. Der Durchmesser des fertig bearbeiteten zylindrischen Stabes 10 ist ausreichend klein, damit dieser in die Zwischenräume zwischen einzelnen Brennstäben eines (nicht gezeigten) Kernreaktors eingesetzt werden kann, was beispielsweise durch die Löcher und Führungsrohre, die für das Einsetzen von Regelstäben verwendet werden, erfolgen kann. Ein Stabdurchmesser von 10 mm sollte diesen Forderungen genügen.

Das Gehäuse 12 kann aus Metall wie beispielsweise rostfreiem Stahl oder Zircaloy, das gegenüber Gammastrahlung durchlässig ist, bestehen. Durch ein geeignetes Verfahren, wie beispielsweise durch Verformung oder durch Löten wird das Gehäuse 12 hermetisch abgedichtet, um das einhüllende Material 14 und den Golddraht 16 einzuschließen. Der Goldaktivant 16, der sich längs dem Detektorstab 10 erstreckt, kann etwa 2 mm dick seinο

Der Detektor kann in zylindrischer Form auf eine Weise hergestellt werden, die ähnlich der Herstellungsmethode ist, die für die Herstellung von Thermoelementen oder anderen Festkörperneutronendetektoren verwendet wird. Beispielsweise

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kann ein rohrförmiges Gehäuse 12 durch Ziehen oder Verformung auf eine Weise hergestellt werden, die in der Technik allgemein wohlbekannt ist.

Die Erfindung ist jedoch nicht rohrförmig gestaltete Stäbe begrenzt. Ein Schichtendetektor kann ebenfalls gute Anwendungsmöglichkeiten finden. Beispielsweise kann eine Schicht Umhüllungen 14 eines Neutronenfluß-Konvertermaterials besitzen, die eine Aktivantenfolie 16 auf Sandwichbauweise aufnehmen, welche gegenüber dem durch Umhüllungen 14 erzeugten Neutronenfluß auf ähnliche Weise empfindlich ist.

Das erfindungsgemäße Verfahren beschreibt die Anwendungstechnik des Stabes 10. Nach der Beendigung des Kernreaktorbetriebs wird bzw. werden ein oder mehrere Stäbe 10 in jedes Brennelement eingeführt, dessen Leistungsverteilung gemessen werden soll. Die hochenergetische Gammastrahlung des kurzlebigen Lanthans-140 aktiviert die isolierende Berylliumhülle 14 so, daß sie eine Sekundärstrahlung von Neutronen erzeugt. Im weiteren wechselwirken die Neutronen mit dem Gold und erzeugen somit langlebige Isotope mit einer Strahlung von niedrigem Pegel. Die Stäbe 10 werden solange an diesem Platz gelassen, bis der Neutronenfluß empfindliche Aktivant 16 (der Golddraht) ausreichend bestrahlt ist. Dies kann normalerweise eine Zeit in der Größenordnung von einigen Stunden bis mehreren Tagen in Anspruch nehmen. Nachdem die Bestrahlungsdauer abgelaufen ist, werden die Stäbe 10 für eine weitere Analyse vom Reaktor-Brennelement entfernt.

Der Aktivant kann dann dadurch analysiert werden, daß jeder Stab durch einen kollimierten Strahlungsdetektor für niedrige Strahlungspegel geschickt wird, der die Stelle und

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Intensität der Leistungsproduktion im Brennelement so identifiziert, daß der tatsächliche Leistungsverteilungs-Zeitverlauf identifiziert und aufgezeichnet werden kann·

Gegenüber dem Stand der Technik zeigt die Erfindung eine Reihe von Vorteilen. Insbesondere kann die Erfindung bei Brennelementen nach der Entladung vom Reaktor angewendet werden, um eine Leistungsverteilung während der allerletzten Bestrahlungsvorgeschichte des Reaktors anzuzeigen. Zum zweiten speichert die Erfindung Information, die durch ein indirektes System punktweise abgelesen werden kann; dadurch wird jede Notwendigkeit vermieden, die ganze Information gleichzeitig bzw. simultan herauszulesen oder das Abklingen in Rechnung zu ziehen, das vom Zeitunterschied der erfaßten Primärstrahlung herrührt.

Ein besonderer Vorteil der Erfindung liegt darin, daß ein abgeschirmtes Schutzsystem nicht erforderlich ist. Im endgültigen erfindungsgemäßen Lesevorgang werden nur niedrige Strahlungspegel erzeugt. Darüber hinaus kann das endgültige Lesen bei relativ langsamer Geschwindigkeit erfolgen, da das zeitabhängige Abklingen der Primärstrahlung der relativ kurzlebigen Spaltprodukte im wesentlichen keine Rolle spielt.

Damit wird erfindungsgemäß ein inaktiver Detektor geschaffen, der zur Aufzeichnung der Leistungsverteilung eines Kernreator-Brennelements der Länge nach bei dem Brennelement angeordnet wird, um an Ort und Stelle die Reststrahlung des Brennelements aufzuzeichnen. Der Detektor hält über ein radioaktives Reaktionsprodukt eine räumliche Abbildung der Reststrahlung fest· In der bevorzugten Ausführungsform umfaßt der Detektor

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ein zylindrisches Gehäuse oder einen zylindrischen Stab, der ein Material umgibt, das einfallende Gammastrahlung mit einem einen vorgewählten Schwellwert übersteigenden Energiepegel in ein entsprechend verteiltes Neutronenstrahlungsfeld umwandelt. Die Hülle ummantelt einen auf ein Neutronenfeld ansprechenden Aktivanten, der beispielsweise aus Gold besteht und in der Form eines Drahtes bzw. eines Fadens der Länge nach im Gehäuse angeordnet ist. Das Bild des Niederpegel-Strahlungsfeldes kann danach nach relativ risikofreier., Techniken analysiert werden, um die Leistungsverteilung des Brennelements aufzuzeichnen.

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Le e rs e i t e

Claims

Pat entansprüche :

1. !Vorrichtung zur Erfassung der Lei stungs vert eilung in einem Kernreaktor-Brennelement, dadurch gekennzeichnet, daß ein Umwandlungsmedium so angeordnet ist, daß es eine räumliche Gammastrahlungsverteilung, die über einem vorgewählten Energieschwellwert vom Brennelement emittiert wird und für die jüngste Vorgeschichte der Leistungsverteilung des Brennelementes repräsentativ ist, auffängt ein entsprechend proportionales, räumlich verteiltes Neutronenflußmuster erzeugt, und daß ein Aktivierungsmedium in bezug auf das Umwandlungsmedium so angeordnet ist, daß es eine räumliche Verteilung des Neutronenflusses auffängt und ein entsprechend proportionales, räumliches Verteilungsmuster in Form radioaktiver Isotope langer Halbwertszeit speichert.

OR. C. MANlTZ · DIPL.-ING. M. FINSTERWALD β MÖNCHEN 12. ROBERT-KOCH-STRASSE I TEL. (0891 32 42 II. TELEX OS-99072 PATMF

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Dl PL. -INC. W. CRAMKOW 7 STUTTGART 50 (BAD CANNSTATT) SEELBERGSTR. 2S/23.TEL.(07ll>36 72 61

ZENTRALKASSE BAYER. VOLKSBANKEN MÖNCHEN. KONTO-NUMMER 7970 POSTSCHECK! MÖNCHEN 77062-805

ORIGINAL INSPECTED

2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Medium zum Aufzeichnen des Neutronenflusses einen Draht bzw. einen Faden aufweist, und daß das Gammastrahlungs-Umwandlungsmedium eine längliche, kreisförmige Hülle umfaßt, die den Draht umgibt.

3. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Medium zur Aufzeichnung des Neutronenflusses eine Folie umfaßt, und daß das Gammastrahlungs-Umwandlungsmedium eine Hülle umfaßt, welche die Folie überdeckt.

4. Vorrichtung nach Anspruch Λ , dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronenfluß-Aktivierungsmedium ein Material ist, dessen Neutronenaktivierungs-Querschnitt größer als zehn Barn ist und dessen aktiviertes Isotop Gamma- oder Betastrahlung aussendet, deren Energie größer als etwa 50 000 Elektronenvolt mit einer Halbwertszeit von mehr als etwa einer Stunde ist.

5. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronenfluß-Aktivierungsmedium ein Glied der Gruppe enthält, die aus Gold, Silber, Mangan und Lutetium besteht.

6. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Gammastrahlungs-Umwandlungsmedium ein Glied der Gruppe enthält, die aus Deuterium und Beryllium besteht.

7. Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß das Umwandlungsmedium ein Oxid ist«,

8. Detektorvorrichtung zur Erfassung der Leistungsverteilung eines Kernreaktor-Brennstabes, dadurch gekennzeichnet, daß ein rohrförmiges Gehäuse aus einem gegenüber Gammastrahlung im wesentlichen durchlässigen Material an

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jedem Ende geschlossen ist, daß ein Draht der innerhalb des Gehäuses longitudinal angeordnet ist, aus einem Glied der Gruppe gebildet ist, die aus Gold, Silber, Mangan und Lutetium besteht, so daß ein einfallender Neutronenfluß der Länge des Drahtes nach registrierbar ist, und daß eine Hülle aus Umwandlungsmaterial, das aus einem Glied der aus Beryllium und Deuterium gebildeten Gruppe besteht, den Draht umgibt, um Gammastrahlung, die einen vorbestimmten Energieschwellwert überschreitet, in einen proportionalen, räumlich verteilten Neutronenfluß zur Aktivierung des umgebenen Drahtes umzuwandeln.

9. Detektorvorrichtung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet , daß der Draht einen Durchmesser von ungefähr 2 mm und das Gehäuse einen Innendurchmesser von ungefähr 10 mm besitzen.

10. Verfahren zur Analysierung der Leistungsverteilung eines Kernreaktor-Brennelements, dadurch gek ennzeichn e t , daß das Brennelement und ein Medium zur Umwandlung von Gammastrahlung über einem vorgewählten Energieschwellwert in einen proportionalen, räumlich verteilten Neutronenfluß nebeneinander angeordnet werden, daß der räumlich verteilte Neutronenfluß auf ein Aktivierungsmedium geleitet wird, um ein entsprechendes, proportionales räumliches Verteilungsmuster in der Form aktivierter Isotope mit langer Halbwertszeit zu speichern, und daß die Strahlung der Isotope von langer Lebensdauer erfaßt wird, um Lage und Intensität der aktivierten Isotope zu bestimmen und dadurch die Leistungsverteilung des Kernreaktor-Brennelements anzuzeigen.

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11. Verfahren nach Anspruch 9» dadurch gekennzeichnet, daß das Umwandlungsmedium das Aktivierungsmedium umgibt, und daß darin das Aktivierungsmedium ein Draht aus einem Material ist, dessen Neutronenaktivierungs-Querschnitt größer als etwa zehn Barn ist und dessen aktivierte Isotope Gamma- oder Betastrahlung mit einer Energie von mehr als 50 000 Elektronenvolt und einer Halbwertszeit von mehr als einer Stunde aussenden.

12. Verfahren nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß das Umwandlungsmedium in einem länglichen, kreisförmig-zylindrischen Gehäuse angeordnet ist, das den Aktivanten kreisförmig umgibt, und daß beim Verfahrensschritt des Nebeneinanderanordnens von Brennelement und Umwandlungsmedium das Gehäuse längs eines Reaktorbrennelements an Ort und Stelle nach Beendigung des Reaktorbetriebs zum Auffangen ausgesandter Gammastrahlung angeordnet wird.

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