DE2901067A1 - Aufarbeitungsverfahren radioaktiver filtrate - Google Patents

Aufarbeitungsverfahren radioaktiver filtrate

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DE2901067A1 DE19792901067 DE2901067A DE2901067A1 DE 2901067 A1 DE2901067 A1 DE 2901067A1 DE 19792901067 DE19792901067 DE 19792901067 DE 2901067 A DE2901067 A DE 2901067A DE 2901067 A1 DE2901067 A1 DE 2901067A1
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Description

23Ü1067
RBU Unser Zeichen
Reaktor-Brennelement Union GmbH VPA 79 P 8 5 0 1 BRD
Aufarbeitungsverfahren radioaktiver Filtrate
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Aufarbeitung aamoniumnitrathaltiger, radioaktiver Filtrate, wie sie z.B. beim AUC- oder AUPuC-Prozeß anfallen.
Beim AUC-Prozeß, der in den Offenlegungsschriften 1 95 24 77 und 1 59 24 71 näher beschrieben ist, fallen Filtrate an, die folgende Zusammensetzung haben, wenn Uranylnitrat das Ausgangsprodukt war:
ca. 100 g/l NH4
ca. 150 g/l NO3 ca. 90 g/l CO,
ca. 300 mg/1 U
MU 2 Ant / 28.12.1978
030029/0412
ORIGiNAL INSPECTED
29Ü1067
- fl - VPA 79 P 8 5 O 1 BRD
Die Filtrate vom AUPuC-Prozeß sind ähnlich, zum Urangehalt kommt dort noch der Plutoniumanteil.
Wenn unbestrahltea und plutoniumfreies Uranylnitrat als Ausgangsprodukt eingesetzt wird, kann das Filtrat aus der Kernbrennstoffherstellung nach ausreichender chemischer Abtrennung von Uran und seinen Zerfallsprodukten, ohne die Umwelt radiologisch zu belasten, in die Kanalisation abgegeben werden.
Dies 1st aber nicht mehr möglich, wenn bestrahltes Uran
bzw« Plutonium enthalten ist. Eine Dekontamination auf chemischem Wege ist dort nicht mehr ausreichend.
Das aus der Kernbrennstoffherstellung stammende Filtratvolumen ist verhältnismäßig groß, so daß man es nicht nach irgendwelcher Verfestigung zur Endlagerung abgeben kann, es ist notwendig, nach Möglichkeiten für eine größtmögliche Volumenreduzierung zu suchen.
Ein völliges Eindampfen verbietet sich wegen der
Explosionsgefahr, die hierbei durch das Ammoniumnitrat gegeben ist. Das Wasser muß jedoch zur Volumenverringerung von den radioaktiven Bestandteilen getrennt werden, man muß also das Ammoniumnitrat zersetzen.
03002970A12
ORIGINAL INSPECTED
if
VPA 79 P 8 5 0 1 BRD
Es gibt mehrere Verfahren einer thermischen Zersetzung dieses Nitrates bei Temperaturen über 25O°C, wobei das Wasser mit den Zersetzungsprodukten abgedampft wird. Die radioaktiven Bestandteile verbleiben dabei im Reaktionsgefäß.
Diese Verfahren haben aber den Nachteil die Filtrate nur zersetzen zu können, wenn diese vorher auf ca. 75-80 % NH^NO, eingedampft wurden. Dabei ist aber eine Explosionsgefahr nicht auszuschließen. Weiterhin erzeugen sie entweder nicht rückführbare oder aber nur sehr aufwendig wiedereinsetzbare Zersetzungsprodukte. Das relativ hohe Temperaturniveau macht diese thermischen Verfahren außerdem nicht gerade billig, wobei noch au erwähnen ist, daß die notwendige Reinigung der Apparate von den radioaktiven Bestandteilen (Plutonium-Staub) ebenfalls nicht unproblematisch ist.
Es stellte sich daher die Aufgabe, ein wirtschaftliches Verfahren zu entwickeln, das nicht nur eine einfache Abscheidung der radioaktiven Bestandteile ermöglicht, sondern auch Zersetzungsprodukte ergibt, die in die Brennstoffherstellung rückführbar sind. Dabei soll außerdem eine Explosionsgefahr ausgeschlossen werden können.
Diese Aufgabe würde erfindungsgemäß durch ein Verfahren gelöst, bei dem das Filtrat vorgewärmt in den Kathodenraum einer eine siedende Ammoniumnitratlösung enthaltenden Elektrolysezelle eingeleitet wird, wobei dieses Filtrat gleichfalls unter Mitwirkung der Stromwärme
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ORIGINAL INSPECTED
2S01Ü67
-X- VPA 79 P 8 5O 1 BRD
des Elektrolysestromes auf Siedetemperatur gebracht und dabei seinen Gehalt an Ammoniuacarbonat und freiem NH, als gasförmige» CO2 und NEU abgibt, die zusammen mit dem entstehenden Wasserdampf und dem aus NOZ elektrolytisch gebildeten NHj vorzugsweise zur Wiederver wendung abgeführt werden sowie das ursprünglich als Carbonatkonplexe in Lösung befindliche Uran und/oder Plutonium als Diuranat usw. (Hydroxid) ausfällt und durch stetiges Umwälzen des Zelleninhaltes über ein Filter sowie elektrolytisch an der Kathode abgeschieden wird. Die Zellenepannung wird dabei so reguliert, daß die dadurch bedingte Wärmeleistung des Elektrolysestromes die Verdampfung eines Flüssigkeitsvolumens bewirkt, das etwa gleich dem des zugeführten Filtrates ist.
Es handelt sich dabei also um ein kontinuierlich ablaufendes Verfahren, bei dem das zugeführte Filtratvolumen dem des in der Elektrolyse verdampfenden Volumens entspricht.
In der beiliegenden Figur ist beispielsweise eine
Einrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens dargestellt. Weitere Einzelheiten dieses Verfahrens sind der nachstehenden Beschreibung seiner Durchführung mit Hilfe dieser Einrichtung zu entnehmen.
Die Elektrolysezelle 1 besteht aus einem zylindrischen
Gefäß, das mit einer ringförmigen Anode 2,beispielsweise aus Grafitgrießybeschichtetem Titan oder Eisen und einer stabförmigen, profilierten Kathode 3 aus Edelstahl, versehen ist. Durch eine zylinderförmige Zwischen-
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ORIGINAL INSPECTED
- / - VPA 79 P 8 5 O 1 BRD
wand 11, die von der Deckelwand des Elektrolysebehälters 1 bis einige Zentimeter unter die Fltissigkeitsoberfl&che 8 reichend aus Edelstahl besteht und daran anschließend aus chemisch beständigem,porösen Isolierstoffmaterial, wie z.B. Polypropylen-Gewebe, aufgebaut ist und bis über die untere Begrenzung der Elektroden nach unten reicht, wird der Kathodenraum vom Anodenraum 21 getrennt und damit die Möglichkeit
der sicheren Abführung der Reaktionsprodukte gegeben. 10
Im Anodenraum des Elektrolysebthälters befindet sich ein Wärmetauscher 6, der eingangsseitig an die Zuführungsleitung 7 für das aufzuarbeitende Filtrat angeschlossen ist und ausgabeseitig über die Leitung an den Zuführungsstutzen 32 des Kathodenraumes 31 angeschlossen ist. An diesen Stutzen ist außerdem die Leitung 53 angeschlossen, die zum Filter 5 führt, das wiederum über die Pumpe 4 mit dem Auslaßstutzen 24 verbunden ist. Der Anodenraum 21, der ebenso wie der Kathodenraum 31 nur bis knapp oberhalb der Anode 2 mit einem Elektrolyten 8 gefüllt ist, ist mit Gasabführungsleitungen 22 versehen, desgleichen der Kathodenraum mit der Gasabführungsleitung 33. Am Boden des Elektrolysebehaiters 1 befindet sich schließlich ein
Ablaßventil 12.
Der mit Hilfe dieser Einrichtung durchgeführte Verfahrensablauf ist nun folgender:
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■29U1067
i -β- VPA 79 P 8 501 BRD
Im Kathoden- und Anodenraum befindet sich zunächst als Elektrolyt 8 eine siedende Ammoniumnitratlösung mit einer Konzentration von etwa 250 g/l. Über die Leitung wird sodann das zur Aufarbeitung bestimmte Filtrat zugeführt. Dieses durchläuft vor seinem Eintritt in den Elektrolysebehälter 1 zunächst den Wärmetauscher 6, wird dort vorgeMeizt und gelangt über die Leitung 76 und den Stutzen 32 in den siedenden Elektrolyten. Die Vorheizung kann noch zusätzlich verbessert werden durch eine nicht dargestellte wärmetauschende Verbindung mit den bei 33 abgeführten Gasen.
Anfänglich ist diesem Filtrat etwas Kupfer beigefügt, damit an der Kathode 3 keine störende kathodische Wasserstofferzeugung eintritt, die Kathode 3 wirkt sodann praktisch als Kupferelektrode. Dieser Kupfercharakter der Kathode 3 bleibt stets erhalten, da durch eine teilweise Ablösung des Kupferüberzuges immer eine erneute Abscheidung erfolgt.
Das über den Stutzen 32 zugeführte Filtrat beginnt nun ebenfalls zu sieden und gibt dabei seinen Gehalt an Ammoniumcarbonat und freiem NH, in Form von gasförmigem CO2 und NH, ab. Diese Gase werden zusammen mit dem durch das Sieden gebildeten Vasserdampf über die Leitung 33 abgeführt und zweckmäßigerweise dem Brennstoffherstellungsprozeß wieder zugeführt. Dadurch wird das Filtrat zu einer gering uran- bzw. plutoniumhaltigen Ammoniumnitratlösung. Bedingt durch die geringe Lös lichkeit des NH, bei ca. 1000C stellt sich automatisch
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-/- VPA 79 P 8 50 1 BRD
ein pH-Wert von etwa 6-7 ein. Bei diesem ist die mögliche CO^-Konzentration äußerst niedrig. Dadurch fällt das Uran bzw. das Plutonium, das zuvor als Carbonatkomplex in Lösung war, als Diuranat (Hydroxid) aus.
Über die Pumpe 4 wird das gesamte Elektrolysebad umgewälzt, wobei Über das in der Pumpleitung befindliche Filter 5 der kontinuierlich anfallende Niederschlag problemlos entfernt wird. Die Pumprichtung geht dabei, wie eingezeichnet, vom Anodenraum in den Kathodenraum. Da die Austreibung des CO2 nicht 100 tflg ist, bleibt eine geringe Uran- (Plutonium·+) menge gelöst. Dieses gelöste Uran aber scheidet sich durch die Elektrolyse kathodisch ab und kann in den Betriebspausen mit Hilfe von Säuren von der Kathode 3 abgelöst werden.
Der Elektrolyseprozeß bewirkt, abgesehen von der geringen Uranabscheidung, die kathodische Reduktion des NCÜ zum NH,, das in der Siedehitze entweicht. Anodisch wird das Wasser zu O^ zersetzt. Der sonst unerwünschte Wärmeanfall bei einer Elektrolyse wird hier bewußt ausgenutzt, um das Bad im Siedezustand zu halten, das Ammoniumcarbonat zu zersetzen, das Ammoniak auszutreiben und das Lösungswasser zu verdampfen.
Diese Stromwärme wird durch die Zellenspannung - diese beträgt einige Volt - so reguliert, daß das verdampfende Flüssigkeitsvolumen gleich der in diesem Volumen befindlichen zersetzten Amironiumnitratmenge ist. Dieses
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20ÜIU67
40 - / - VPA 79 P 8 5 O 1 BRD
entspricht gleichermaßen der zugeführten Filtratmenge. So arbeitet dieses Verfahren voll kontinuierlich bei konstanten Konzentrationen und Umsetzungeraten.
Weil, wie bereits erwähnt, anodisch Sauerstoff entsteht
und dieser mit NH* explosive Gemische liefern könnte, ist die Elektrolysezelle 1 in der dargestellten Weise aufgebaut. Dieser Aufbau bewirkt, dad die Anodenstrom dichte im Anodenraum 21 geringer ist als die Strom dichte im Kathodenraum 31, so daß sich nur der Kathodenraum im Siedezustand befindet. Da nur letzterem das frische Filtrat zugeführt wird und dort auch die Reduktion des NO, zu NH, stattfindet, entweicht nur hier
NH,. Da der Kathodenraum vom Anodenraum durch eine
Trennwand 11 geschieden ist, wird eine Vermischung des an der Anode entstehenden Sauerstoffes mit NH, mit Sicherheit vermieden, über die Leitung 22 wird der Sauerstoff abgeführt und mit zusätzlicher Luft aus der
Leitung 23 verdünnt,
Dem bereits mehrfach erwähnten Sicherheitsaspekt - Vermeidung einer Explosionsgefahr - wird bei diesem Verfahren und der dargestellten Einrichtung auch dadurch Rechnung getragen, daß die Elektroden 2 und 3 nur etwa bis zur halben Tiefe des Elektrolysebades in dasselbe eintauchen. Damit wird gewährleistet, daß bei einer evtl. ausfallenden Filtratzufuhr über die Leitung 7 sowie einer Störung der sonstigen hier nichtdargestellten
Regelungeorgane die im Gefäß befindliche Lösung durch
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ORIGINAL
/f1
VPA 79 Ρ- 8 5 O 1 BRD
Verdampfen in ihrer Konzentration nur verdoppelt werden kann, weil dann die Elektroden nicht mehr in die Lösung eintauchen und die Verdampfung damit automatisch aufhört. Diese Konzentration ist aber noch völlig ungefährlich.
Abschließend sei zusammengefaßt, daß das Temperaturniveau nur bei ea. 1000C liegt, bei den eingangs erwähnten thermischen Verfahren jedoch bei 2500C. Die Wärmeübertragung ist direkt und daher praktisch verlustlos. Die radioaktiven Bestandteile werden auf einfachste und staubfreie Art im Filter 5 abgeschieden und können dort auf bekannte Weise entnommen werden. Die entstehenden Reaktionsprodukte können gefahrlos in die Atmosphäre abgegeben oder können rezyeliert, d.h. dem Brennstoffherstellungsprozeß (AUC-Prozeß) wieder zugeführt werden. Die dem Filter 5 zu entnehmenden Absetzprodukte weisen im Vergleich zur Auegangslösung bereits eine außerordentlich große Volumeneinengung auf und können - in an sich bekannter Weise weiter verfestigt zum radioaktiven Abfall gegeben oder aber rezykliert werden. Das elektrolytisch abgeschiedene Uran bzw. Plutonium wird in bekannter Weise dem Brennstoffherstellungsprozeß wieder zugeführt.
7 Patentansprüche
1 Figur
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ORIGINAL INSPECTED
29Utüö7
VPA 79 P 8 5 O 1 BRD
Zusamnenfas sung Aufarbeitungsverfahren radioaktiver Filtrate
Das beim AUC-Prozeß anfallende radioaktive Filtrat
wird in eine,siedende Ammoniumnitratlösung enthaltende; Elektrolysezelle (1) eingeleitet und dort zersetzt. Der sich bildende Wasserdampf, CO2 und NH, werden in den
AUC-Prozeß rückgeführt. Die ausgefällten radioaktiven
Bestandteile werden abgefiltert und in den Produktionsprozeß rückgeführt.
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ORIGINAL INSPECTED

Claims (7)

  1. -V- VPA 79 P 8 5 0 1 BRD
    Patentansprüche
    Λ. Verfahren zur Aufarbeitung ammoniumnitrathaltiger, radioaktiver Filtrate, wie sie z.B. beim AUC- oder AUPuC-ProzeS anfallen, dadurch gekennzeichnet, daß das FiItrat vorgewärmt in den Kathodenraum einer eine siedende Ammoniumnitratlösung enthaltenden Elektrolysezelle eingeleitet wird, wobei dieses Filtrat gleichfalls unter Mitwirkung der Stromwärme des Elektrolysestroraes auf Siedetemperatur gebracht und dabei seinen Gehalt an Ammoniumcarbonat und freiem NH^ als gasförmiges GO2 und NH, abgibt, die zusammen mit den entstehenden Wasserdampf und dem aus NO-2 elektrolytisch, gebildeten NH, vorzugsweise zur Wiederverwendung abgeführt werden sowie das ursprünglich als Carbonatkomplexe in Lösung befindliche Uran und/oder Plutonium als Diuranat usw. (Hydroxid) ausfällt und durch stetiges Umwälzen des Zelleninhaltes über ein Filter sowie elektrolytisch an der Kathode abgeschieden wird«
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß die elektrische Zellenspannung so reguliert wird, daß die dadurch bedingte Wärmeleistung des Elektrolysestromes die Verdampfung eines Flüssigkeitsvolumens bewirkt, das etwa gleich dem des zugeführten Filtrates ist.
    ORIGINAL INSPECTED
    230106?
    - 2 - VPA 79 P 8 50 1 BRO
  3. 3. Verfahren nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet , daß dem Elektrolysebad (8) etwas Kupfer zugesetzt wird.
  4. 4. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet , daß sie aus einer rotationssymmetrisch aufgebauten Elektrolysezelle (1) mit zentraler Kathode (3) und zylinderförmiger Anode (2) besteht.
  5. 5. Einrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen den Elektroden (2 und 3) eine zylindrische unterhalb der Elektroden-Oberkante poröse Trennwand (11) angeordnet ist, die abdichtend so mit der oberen Zellendeckelwand verbunden ist, daß ein Anodenraum (21) und ein Kathodenraum (31) gebildet ist.
  6. 6. Einrichtung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß unterhalb des Anodenraumes eine Abführungsleitung (24) für den Elektrolyten (8) rorgesehen ist, die über eine Pumpe (4) und ein Filter (5) mit dem Kathodenraum (31) verbunden ist.
  7. 7. Einrichtung nach den Ansprüchen 4-6, dadurch geke nnzeichnet, daß die Zuführung des Ausgangsfiltrates über einen im Anodenraua (21) angeordneten Wärmetauscher (6) zum Kathodenraum (31) vorgesehen ist und an diesen eine Abführungeleitung (32) für Wasserdampf, NH3 und CO2, angeschlossen ist.
    030029/0412
    . ORIGINAL INSPECTED
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DE2901067A DE2901067C2 (de) 1979-01-12 1979-01-12 Verfahren zur Aufarbeitung von radioaktiven Filtraten und Einrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens
BR7907028A BR7907028A (pt) 1979-01-12 1979-10-30 Processo de elaboracao de filtrados radioativos e dispositivo para execucao do processo
US06/108,408 US4313800A (en) 1979-01-12 1979-12-31 Method of reconditioning radioactive filtrate
SE8000096A SE450178B (sv) 1979-01-12 1980-01-07 Forfarande for upparbetning av radioaktiva filtrat
GB8000800A GB2041975B (en) 1979-01-12 1980-01-10 Te and plutonium and/or uranium ions solidifying a solution containing ammonium nitrate carbona
JP173080A JPS5596500A (en) 1979-01-12 1980-01-10 Method and device for processing radioactive filtrate
CA000343496A CA1155083A (en) 1979-01-12 1980-01-11 Method of reconditioning radioactive filtrate
ES487637A ES487637A0 (es) 1979-01-12 1980-01-11 Procedimiento e instalacion para la elaboracion de filtrado radioactivos
FR8000600A FR2446531A1 (fr) 1979-01-12 1980-01-11 Procede et installation de traitement des filtrats radioactifs

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Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3047988C2 (de) 1980-12-19 1982-11-04 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Verringerung des Säuregehaltes einer salpetersauren Lösung unter Verwendung eines Elektrolysestromes und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
DE3417839A1 (de) * 1984-05-14 1985-11-14 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zur behandlung von dekontaminationsfluessigkeiten mit organischen saeuren und einrichtung dazu
JPS6342772A (ja) * 1986-08-07 1988-02-23 Trinity Ind Corp 乾燥装置の運転方法
JPS6432197A (en) * 1987-07-29 1989-02-02 Hitachi Ltd Plant for retreatment of nuclear fuel
US5628887A (en) * 1996-04-15 1997-05-13 Patterson; James A. Electrolytic system and cell

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1592477B1 (de) * 1966-12-17 1970-11-26 Nukem Nurklear Chemie Und Meta Verfahren zur Herstellung von Ammoniumuranylcarbonat
DE1592471A1 (de) * 1966-04-02 1970-12-23 Nukem Gmbh Verfahren zur Herstellung von sinterfaehigem Urandioxyd
DE2449588A1 (de) * 1974-10-18 1976-04-22 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zum vorbereiten waessriger, radioaktiver abfall-loesungen aus kerntechnischen anlagen zur verfestigung

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL98961C (de) * 1955-06-20
DE2137769C3 (de) * 1971-07-28 1980-09-18 Hahn-Meitner-Institut Fuer Kernforschung Berlin Gmbh, 1000 Berlin Verfahren zur Abtrennung von Plutonium von Uran oder einem Transuran
US3948735A (en) * 1973-06-01 1976-04-06 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Concentration and purification of plutonium or thorium
DE2601080A1 (de) * 1976-01-23 1977-07-21 Okazaki Mfg Co Ltd Vorrichtung zur aufbereitung von trinkwasser

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1592471A1 (de) * 1966-04-02 1970-12-23 Nukem Gmbh Verfahren zur Herstellung von sinterfaehigem Urandioxyd
DE1592477B1 (de) * 1966-12-17 1970-11-26 Nukem Nurklear Chemie Und Meta Verfahren zur Herstellung von Ammoniumuranylcarbonat
DE2449588A1 (de) * 1974-10-18 1976-04-22 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Verfahren zum vorbereiten waessriger, radioaktiver abfall-loesungen aus kerntechnischen anlagen zur verfestigung

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Publication number Publication date
GB2041975A (en) 1980-09-17
ES8103455A1 (es) 1981-02-16
JPS5596500A (en) 1980-07-22
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JPS6144277B2 (de) 1986-10-02
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FR2446531A1 (fr) 1980-08-08
SE8000096L (sv) 1980-07-13
DE2901067C2 (de) 1983-10-27
US4313800A (en) 1982-02-02
SE450178B (sv) 1987-06-09
BR7907028A (pt) 1980-10-14
CA1155083A (en) 1983-10-11
ES487637A0 (es) 1981-02-16

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