JPH06300877A - 原子燃料要素 - Google Patents
原子燃料要素Info
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- JPH06300877A JPH06300877A JP5088773A JP8877393A JPH06300877A JP H06300877 A JPH06300877 A JP H06300877A JP 5088773 A JP5088773 A JP 5088773A JP 8877393 A JP8877393 A JP 8877393A JP H06300877 A JPH06300877 A JP H06300877A
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- JP
- Japan
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- fuel
- nuclear fuel
- thermal neutron
- neutron absorber
- fine particles
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Powder Metallurgy (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】新燃料装荷時の原子炉の断面方向の出力分布が
十分に平坦化でき、ウラン２３５の濃縮度を上げても新
燃料装荷時の出力が必要以上に上昇せず、出力を１００
％に抑えた状態で長期間の運転が行なえ、しかも被覆管
損傷のおそれもない原子燃料要素を提供する。 【構成】燃料被覆管内に酸化物系セラミック燃料を充填
し、燃料被覆管の両端を端栓で密封してなる原子燃料要
素において、酸化物系セラミック燃料に超塑性を示す熱
中性子吸収材の超微粒子を１％以上１０％以下分散混合
した。酸化物系セラミック燃料は、二酸化ウランを主成
分として焼結されたペレットからなり、超塑性を示す熱
中性子吸収材の超微粒子はＺｒＧｄ、ＨｆＥｕ、Ｈｆ
Ｙ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥｕ、ＺｒＹのいずれかからなる。
十分に平坦化でき、ウラン２３５の濃縮度を上げても新
燃料装荷時の出力が必要以上に上昇せず、出力を１００
％に抑えた状態で長期間の運転が行なえ、しかも被覆管
損傷のおそれもない原子燃料要素を提供する。 【構成】燃料被覆管内に酸化物系セラミック燃料を充填
し、燃料被覆管の両端を端栓で密封してなる原子燃料要
素において、酸化物系セラミック燃料に超塑性を示す熱
中性子吸収材の超微粒子を１％以上１０％以下分散混合
した。酸化物系セラミック燃料は、二酸化ウランを主成
分として焼結されたペレットからなり、超塑性を示す熱
中性子吸収材の超微粒子はＺｒＧｄ、ＨｆＥｕ、Ｈｆ
Ｙ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥｕ、ＺｒＹのいずれかからなる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子炉等で使用
される原子燃料要素に係り、特に酸化物系セラミック燃
料のペレットに熱中性子吸収機能を付与した原子燃料要
素に関する。
される原子燃料要素に係り、特に酸化物系セラミック燃
料のペレットに熱中性子吸収機能を付与した原子燃料要
素に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子力発電所では、原子炉で蒸
気を発生させ、この蒸気でタービンを駆動し、発電を行
なう。この原子力発電所で使用する原子炉は原子炉圧力
容器と、この原子炉圧力容器内の上下部に配置される制
御棒駆動機構、制御棒案内管及び気水分離器等の炉内構
造物と、炉心シュラウド、シュラウドサポートシリン
ダ、上部炉心支持格子板、下部炉心支持格子板及び燃料
集合体等の炉心部と、給水ライン、再循環水ライン及び
主蒸気ライン等の炉心周辺機器とにより構成される。
気を発生させ、この蒸気でタービンを駆動し、発電を行
なう。この原子力発電所で使用する原子炉は原子炉圧力
容器と、この原子炉圧力容器内の上下部に配置される制
御棒駆動機構、制御棒案内管及び気水分離器等の炉内構
造物と、炉心シュラウド、シュラウドサポートシリン
ダ、上部炉心支持格子板、下部炉心支持格子板及び燃料
集合体等の炉心部と、給水ライン、再循環水ライン及び
主蒸気ライン等の炉心周辺機器とにより構成される。
【０００３】この原子炉で使用する燃料集合体は、図１
に示すように、断面が正方形状のチャンネルボックス１
内に８×８列に配列された原子燃料要素２がスペーサ３
でほぼ等間隔に保持され、原子燃料要素２の上下両端は
それぞれ上部タイプレート４及び下部タイプレート５で
支持されている。
に示すように、断面が正方形状のチャンネルボックス１
内に８×８列に配列された原子燃料要素２がスペーサ３
でほぼ等間隔に保持され、原子燃料要素２の上下両端は
それぞれ上部タイプレート４及び下部タイプレート５で
支持されている。
【０００４】なお、原子燃料要素２にはエクスパンショ
ンスプリング６が介在され、また、チャンネルボックス
１の上部外側面には案内バネ７が設けられている。
ンスプリング６が介在され、また、チャンネルボックス
１の上部外側面には案内バネ７が設けられている。
【０００５】原子燃料要素２は、図２に示すように、長
尺円筒状で高温強度が高く耐食性の大きい被覆管８内に
低濃縮の二酸化ウラン粉末を円柱状に圧縮成型して焼結
した原子燃料ペレット９を多数個積層状態で装填し、こ
れをプレナム部１０に挿入したスプリング１１で積層方
向に押圧し、さらに被覆管８の上下両端を端栓１２、１
３で機密に封止した構成となっている。
尺円筒状で高温強度が高く耐食性の大きい被覆管８内に
低濃縮の二酸化ウラン粉末を円柱状に圧縮成型して焼結
した原子燃料ペレット９を多数個積層状態で装填し、こ
れをプレナム部１０に挿入したスプリング１１で積層方
向に押圧し、さらに被覆管８の上下両端を端栓１２、１
３で機密に封止した構成となっている。
【０００６】このように、原子燃料ペレット９を被覆管
８に挿入する理由は、原子燃料ペレット９の冷却水との
接触による反応を防止し、また原子燃料ペレット９が核
分裂反応により放射性の核分裂生成物を放出するのでこ
れが冷却水に溶け込まないように封じこめておくためで
ある。
８に挿入する理由は、原子燃料ペレット９の冷却水との
接触による反応を防止し、また原子燃料ペレット９が核
分裂反応により放射性の核分裂生成物を放出するのでこ
れが冷却水に溶け込まないように封じこめておくためで
ある。
【０００７】
【発明が解決しようとする課題】原子力発電所では運転
を長期間持続させるために、原子燃料であるウラン２３
５の濃縮度を上げて使用している。ところが、このよう
にウラン２３５の濃縮度を上げると、新燃料の装荷時の
出力が必要以上（１００％以上）に上昇することになる
ため、従来では、燃料に熱中性子吸収材としてＧｄＯ2
粉末を混入し、出力抑制を図っている。
を長期間持続させるために、原子燃料であるウラン２３
５の濃縮度を上げて使用している。ところが、このよう
にウラン２３５の濃縮度を上げると、新燃料の装荷時の
出力が必要以上（１００％以上）に上昇することになる
ため、従来では、燃料に熱中性子吸収材としてＧｄＯ2
粉末を混入し、出力抑制を図っている。
【０００８】しかし、実際にはＧｄＯ2 粉末は、１７０
０℃で２時間焼結してもＵＯ2 に固溶しにくく、ＧｄＯ
2 の塊りが生じたりして、均一に分散しないことが多
い。
０℃で２時間焼結してもＵＯ2 に固溶しにくく、ＧｄＯ
2 の塊りが生じたりして、均一に分散しないことが多
い。
【０００９】ＧｄＯ2 が塊りになると、熱中性子の吸収
能が低下し、出力が十分に抑制できなかったり、また逆
に出力調整期間後も燃え残りのＧｄＯ2 が熱中性子を吸
収し、出力が規定出力まで上昇できない事態が生じる場
合もあった。
能が低下し、出力が十分に抑制できなかったり、また逆
に出力調整期間後も燃え残りのＧｄＯ2 が熱中性子を吸
収し、出力が規定出力まで上昇できない事態が生じる場
合もあった。
【００１０】また、原子燃料は硬いため、燃焼と共にア
ワ−グラス状に変形し、燃料被覆管を局所的に傷付ける
可能性がある。
ワ−グラス状に変形し、燃料被覆管を局所的に傷付ける
可能性がある。
【００１１】本発明はこのような事情に鑑みてなされた
もので、新燃料装荷時の原子炉の断面方向の出力分布が
十分に平坦化でき、ウラン２３５の濃縮度を上げても新
燃料装荷時の出力が必要以上に上昇せず、出力を１００
％に抑えた状態で長期間の運転が行なえ、しかも被覆管
損傷のおそれもない原子燃料要素を提供することを目的
とする。
もので、新燃料装荷時の原子炉の断面方向の出力分布が
十分に平坦化でき、ウラン２３５の濃縮度を上げても新
燃料装荷時の出力が必要以上に上昇せず、出力を１００
％に抑えた状態で長期間の運転が行なえ、しかも被覆管
損傷のおそれもない原子燃料要素を提供することを目的
とする。
【００１２】
【課題を解決するための手段および作用】原子燃料要素
の原子燃料ペレットを構成するウラン２３５は、濃縮度
を上げると、新燃料装荷時の出力が前述したように必要
以上に上昇するので、短期間で燃てしまう中性子吸収材
で出力を抑えれば、長期間に亘り出力１００％で運転で
きるものと考えられる。
の原子燃料ペレットを構成するウラン２３５は、濃縮度
を上げると、新燃料装荷時の出力が前述したように必要
以上に上昇するので、短期間で燃てしまう中性子吸収材
で出力を抑えれば、長期間に亘り出力１００％で運転で
きるものと考えられる。
【００１３】この場合、熱中性子吸収材の粉末がＵＯ2
に十分に固溶し、均一に分散するようにすれば、熱中性
子を吸収して出力が十分に抑制でき、出力調整期間後も
規定出力が出せるものと考えられる。
に十分に固溶し、均一に分散するようにすれば、熱中性
子を吸収して出力が十分に抑制でき、出力調整期間後も
規定出力が出せるものと考えられる。
【００１４】本発明は、かかる知見のもとになされたも
ので、請求項１の発明は、燃料被覆管内に酸化物系セラ
ミック燃料を充填し、前記被覆管の両端を端栓で密封し
てなる原子燃料要素において、前記酸化物系セラミック
燃料に超塑性を示す熱中性子吸収材の超微粒子を１％以
上１０％以下分散混合したことを特徴とする。
ので、請求項１の発明は、燃料被覆管内に酸化物系セラ
ミック燃料を充填し、前記被覆管の両端を端栓で密封し
てなる原子燃料要素において、前記酸化物系セラミック
燃料に超塑性を示す熱中性子吸収材の超微粒子を１％以
上１０％以下分散混合したことを特徴とする。
【００１５】また、請求項２の発明は、酸化物系セラミ
ック燃料が、二酸化ウランを主成分として焼結されたペ
レットからなり、超塑性を示す熱中性子吸収材の超微粒
子はＺｒＧｄ、ＨｆＥｕ、ＨｆＹ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥ
ｕ、ＺｒＹのいずれかからなることを特徴とする。
ック燃料が、二酸化ウランを主成分として焼結されたペ
レットからなり、超塑性を示す熱中性子吸収材の超微粒
子はＺｒＧｄ、ＨｆＥｕ、ＨｆＹ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥ
ｕ、ＺｒＹのいずれかからなることを特徴とする。
【００１６】本発明によれば、熱中性子吸収材を超微粒
子化して原子燃料ペレットに固溶させることにより、原
子燃料中への分散が均一になり、熱中性子の吸収性能も
均一になる。また、中性子吸収材が原子燃料中に均一に
分散するので、原子燃料の膨脹率や熱伝導度等の物性も
均一化する等、特性も向上する。
子化して原子燃料ペレットに固溶させることにより、原
子燃料中への分散が均一になり、熱中性子の吸収性能も
均一になる。また、中性子吸収材が原子燃料中に均一に
分散するので、原子燃料の膨脹率や熱伝導度等の物性も
均一化する等、特性も向上する。
【００１７】また、ＺｒＧｄ等の中性子吸収材は、超塑
性を示す為に原子燃料に混入すれば原子燃料に塑性を持
たせる事ができる。即ち、原子燃料ペレットは、燃焼と
共にアワ−グラス状に変形するが、被覆管の反力の範囲
内で端部が塑性変形するので、被覆管を局所的に傷付け
ることは無くなる。
性を示す為に原子燃料に混入すれば原子燃料に塑性を持
たせる事ができる。即ち、原子燃料ペレットは、燃焼と
共にアワ−グラス状に変形するが、被覆管の反力の範囲
内で端部が塑性変形するので、被覆管を局所的に傷付け
ることは無くなる。
【００１８】本発明において熱中性子吸収材の超微粒子
の分散混合割合の上限を１０％としたのは、ＺｒＧｄ等
の、添加量が１０％を越えると高温で塑性流動しやすく
なり、原子炉冷却水の圧力（７５〜９０kg／cm2 ）によ
りクリープ破断する可能性が生じるためである。また、
下限を１％としたのはＺｒＧｄ等の添加量が１％未満に
なると変形量が小さく、破損防止の効果が期待できなく
なるためである。
の分散混合割合の上限を１０％としたのは、ＺｒＧｄ等
の、添加量が１０％を越えると高温で塑性流動しやすく
なり、原子炉冷却水の圧力（７５〜９０kg／cm2 ）によ
りクリープ破断する可能性が生じるためである。また、
下限を１％としたのはＺｒＧｄ等の添加量が１％未満に
なると変形量が小さく、破損防止の効果が期待できなく
なるためである。
【００１９】
【実施例】以下、本発明の一実施例を図面を参照して説
明する。なお、本実施例は超塑性を示す熱中性子吸収材
として、超微粒子状のＺｒＧｄを適用し、これを原子燃
料ペレットに混合分散した原子燃料要素についてのもの
である。
明する。なお、本実施例は超塑性を示す熱中性子吸収材
として、超微粒子状のＺｒＧｄを適用し、これを原子燃
料ペレットに混合分散した原子燃料要素についてのもの
である。
【００２０】原子燃料要素の構造は図２に示したものと
同様であるから、その説明は省略する。
同様であるから、その説明は省略する。
【００２１】本実施例の原子燃料要素は、以下の方法で
製造した。即ち、ＺｒＧｄを真空容器中で蒸発させた後
に急冷却して超微粒子にした。このＺｒＧｄ超微粒子
を、ＵＯ2 粉末に必要量に応じて１〜１０％加えブレン
ダで撹拌混合した。撹拌混合した粉末を５００ＭＰａで
圧縮整型し、この圧縮整型体を水素雰囲気中において１
７００℃で２時間焼結し、原子燃料ペレットとした。そ
して、熱伝導度を良くする為に原子燃料表面を研削し
た。
製造した。即ち、ＺｒＧｄを真空容器中で蒸発させた後
に急冷却して超微粒子にした。このＺｒＧｄ超微粒子
を、ＵＯ2 粉末に必要量に応じて１〜１０％加えブレン
ダで撹拌混合した。撹拌混合した粉末を５００ＭＰａで
圧縮整型し、この圧縮整型体を水素雰囲気中において１
７００℃で２時間焼結し、原子燃料ペレットとした。そ
して、熱伝導度を良くする為に原子燃料表面を研削し
た。
【００２２】なお、本実施例において、超塑性とは、原
子燃料ペレットの研削等の加工時に変形が起こらないよ
うに、温度３００℃で１００％以上の延性を示すことを
意味するものである。
子燃料ペレットの研削等の加工時に変形が起こらないよ
うに、温度３００℃で１００％以上の延性を示すことを
意味するものである。
【００２３】また、超微粒子とは、ＵＯ2 粉末の粒度分
布に伴って変化する活性度およびＵＯ2 粉末の製造方法
に伴って変わってくる粉末の活性に対応してその超微粒
子の活性度を調整する為に超微粒子の分布を変化できる
ようにその粒子径を３０ｎｍ（３×１０-8）以下の粒子
を意味するものである。
布に伴って変化する活性度およびＵＯ2 粉末の製造方法
に伴って変わってくる粉末の活性に対応してその超微粒
子の活性度を調整する為に超微粒子の分布を変化できる
ようにその粒子径を３０ｎｍ（３×１０-8）以下の粒子
を意味するものである。
【００２４】図３は新燃料装荷時の原子炉の断面方向の
出力分布を示したものである。同図に曲線Ａで示すよう
に、従来の燃料ではウラン２３５の濃縮度を上げると新
燃料装荷時の出力が必要以上に上昇した。一方、ＧｄＯ
2 が十分に燃えない場合には、同図に曲線Ｂで示すよう
に、出力が低下した。
出力分布を示したものである。同図に曲線Ａで示すよう
に、従来の燃料ではウラン２３５の濃縮度を上げると新
燃料装荷時の出力が必要以上に上昇した。一方、ＧｄＯ
2 が十分に燃えない場合には、同図に曲線Ｂで示すよう
に、出力が低下した。
【００２５】これに対し、本実施例の原子燃料要素で
は、同図に曲線Ｃで示すように、ZrGdの添加により、短
期間で燃えて出力が抑制され、長期間に亘り出力１００
％で運転できた。
は、同図に曲線Ｃで示すように、ZrGdの添加により、短
期間で燃えて出力が抑制され、長期間に亘り出力１００
％で運転できた。
【００２６】また、図４はＺｒＧｄの混入率と原子燃料
の変形量の関係を示したものである。同図において、曲
線ＤはＺｒＧｄを１０％添加したもの、ＥはＺｒＧｄを
５％添加したもの、ＦはＺｒＧｄを１％添加したものを
示す。本実施例によれば、燃焼と共に原子燃料ペレット
がアワ−グラス状に変形しても、燃料被覆管の反力によ
り、アワ−グラスの端部が塑性変形し、燃料被覆管を局
極所的に傷付けて破損させることは無かった。なお、Ｚ
ｒＧｄ添加量が１０％を越えるたものは、高温で塑性流
動しやすくなり、原子炉冷却水の圧力（７５〜９０kg／
cm2 ）によりクリープ破断する可能性が想定される。ま
た、ＺｒＧｄ添加量が１％以下になると変形量が小さ
く、塑性効果が期待できないものであった。
の変形量の関係を示したものである。同図において、曲
線ＤはＺｒＧｄを１０％添加したもの、ＥはＺｒＧｄを
５％添加したもの、ＦはＺｒＧｄを１％添加したものを
示す。本実施例によれば、燃焼と共に原子燃料ペレット
がアワ−グラス状に変形しても、燃料被覆管の反力によ
り、アワ−グラスの端部が塑性変形し、燃料被覆管を局
極所的に傷付けて破損させることは無かった。なお、Ｚ
ｒＧｄ添加量が１０％を越えるたものは、高温で塑性流
動しやすくなり、原子炉冷却水の圧力（７５〜９０kg／
cm2 ）によりクリープ破断する可能性が想定される。ま
た、ＺｒＧｄ添加量が１％以下になると変形量が小さ
く、塑性効果が期待できないものであった。
【００２７】なお、以上の実施例では、熱中性子吸収材
として超塑性を示す熱中性子吸収材ＺｒＧｄの超微粒子
を使用したが、超塑性を示す熱中性子吸収材ＨｆＥｕ、
ＨｆＹ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥｕ、ＺｒＹ等の希土類とＺｒ
とＨｆの金属間化合物を使用しても良い。
として超塑性を示す熱中性子吸収材ＺｒＧｄの超微粒子
を使用したが、超塑性を示す熱中性子吸収材ＨｆＥｕ、
ＨｆＹ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥｕ、ＺｒＹ等の希土類とＺｒ
とＨｆの金属間化合物を使用しても良い。
【００２８】また、超塑性を示す熱中性子吸収材の超微
粒子を燃料被覆管に混入しても上記同様の効果が認めら
れた。
粒子を燃料被覆管に混入しても上記同様の効果が認めら
れた。
【００２９】
【発明の効果】以上のように、本発明によれば、新燃料
装荷時の出力を抑える為に短期間で燃えて、かつ被覆管
と共存性の良いジルコニウムの金属間化合物で熱中性子
吸収能力の高いＺｒＧｄ等の超微粒子を原子燃料に分散
混合したので、ウラン２３５の濃縮度を上げても、長期
間に亘り、出力１００％の運転が持続でき、しかも被覆
管損傷のおそれもない、優れた原子燃料要素が提供でき
る。
装荷時の出力を抑える為に短期間で燃えて、かつ被覆管
と共存性の良いジルコニウムの金属間化合物で熱中性子
吸収能力の高いＺｒＧｄ等の超微粒子を原子燃料に分散
混合したので、ウラン２３５の濃縮度を上げても、長期
間に亘り、出力１００％の運転が持続でき、しかも被覆
管損傷のおそれもない、優れた原子燃料要素が提供でき
る。
【図１】原子炉用燃料集合体を示す断面図。
【図２】原子燃料要素を示す断面図。
【図３】新燃料装荷時の原子炉の断面方向の出力分布
図。
図。
【図４】荷重と原子燃料の変形量の関係を示す特性図。
８ 燃料被覆管 ９ 原子燃料ペレット
Claims (2)
- 【請求項１】 燃料被覆管内に酸化物系セラミック燃料
を充填し、前記被覆管の両端を端栓で密封してなる原子
燃料要素において、前記酸化物系セラミック燃料に超塑
性を示す熱中性子吸収材の超微粒子を１％以上１０％以
下分散混合したことを特徴とする原子燃料要素。 - 【請求項２】 酸化物系セラミック燃料は、二酸化ウラ
ンを主成分として焼結されたペレットからなり、超塑性
を示す熱中性子吸収材の超微粒子はＺｒＧｄ、ＨｆＥ
ｕ、ＨｆＹ、ＨｆＧｄ、ＺｒＥｕ、ＺｒＹのいずれかか
らなることを特徴とする請求項１記載の原子燃料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5088773A JPH06300877A (ja) | 1993-04-15 | 1993-04-15 | 原子燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5088773A JPH06300877A (ja) | 1993-04-15 | 1993-04-15 | 原子燃料要素 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06300877A true JPH06300877A (ja) | 1994-10-28 |
Family
ID=13952179
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5088773A Pending JPH06300877A (ja) | 1993-04-15 | 1993-04-15 | 原子燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH06300877A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100331483B1 (ko) * | 1999-06-02 | 2002-04-03 | 장인순 | 중성자 흡수물질을 함유한 산화물 핵연료 소결체의 제조방법 |
| CN110643876A (zh) * | 2019-09-19 | 2020-01-03 | 有研工程技术研究院有限公司 | 一种耐腐蚀、高中子吸收性能钆锆合金箔材及制备方法 |
-
1993
- 1993-04-15 JP JP5088773A patent/JPH06300877A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100331483B1 (ko) * | 1999-06-02 | 2002-04-03 | 장인순 | 중성자 흡수물질을 함유한 산화물 핵연료 소결체의 제조방법 |
| CN110643876A (zh) * | 2019-09-19 | 2020-01-03 | 有研工程技术研究院有限公司 | 一种耐腐蚀、高中子吸收性能钆锆合金箔材及制备方法 |
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