JPH07117596B2 - 自然放熱型格納容器 - Google Patents
自然放熱型格納容器Info
- Publication number
- JPH07117596B2 JPH07117596B2 JP61219467A JP21946786A JPH07117596B2 JP H07117596 B2 JPH07117596 B2 JP H07117596B2 JP 61219467 A JP61219467 A JP 61219467A JP 21946786 A JP21946786 A JP 21946786A JP H07117596 B2 JPH07117596 B2 JP H07117596B2
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- Japan
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- containment vessel
- reactor
- pool
- water
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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
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 本発明は、沸騰水型原子炉発電所に係り、特に冷却材喪
失事故時の原子炉格納容器内の冷却に好適な自然放熱型
格納容器に関する。
失事故時の原子炉格納容器内の冷却に好適な自然放熱型
格納容器に関する。
従来技術の例としては、沸騰水型原子炉設備の圧力抑制
室を有する原子炉格納容器がある。第７図に従来例を示
す。
室を有する原子炉格納容器がある。第７図に従来例を示
す。
原子炉格納容器は、原子炉圧力容器１を取り囲む容器で
あり、上方の原子炉容器を囲む空間をドライウェル２と
称し、下方のプール水を満した容器を圧力抑制室４と称
する。
あり、上方の原子炉容器を囲む空間をドライウェル２と
称し、下方のプール水を満した容器を圧力抑制室４と称
する。
ドライウェル２と圧力抑制室４とは、ベント管11で連結
した構造となっており、ベント管11は圧力抑制室４に貯
水した圧力抑制プール３にその開放端を水浸けした構造
となっている。
した構造となっており、ベント管11は圧力抑制室４に貯
水した圧力抑制プール３にその開放端を水浸けした構造
となっている。
ドライウェル２には、原子炉圧力容器１を始め、原子炉
１次系といわれる高温・高圧の冷却材を内包する配管・
機器類が配置されている。また、格納容器内には、冷水
を散水するための格納容器スプレイヘッダ24が設けられ
ている。
１次系といわれる高温・高圧の冷却材を内包する配管・
機器類が配置されている。また、格納容器内には、冷水
を散水するための格納容器スプレイヘッダ24が設けられ
ている。
又、冷水をスプレイヘッダ24に供給するため残留熱除去
ポンプ22、残留熱除去熱交換器23および圧力抑制プール
からこれらの機器を経由してスプレイヘッダ24へ配管が
設置されている。更に残留熱除去熱交換器23から圧力抑
制プール３へ戻る配管も設けられている。
ポンプ22、残留熱除去熱交換器23および圧力抑制プール
からこれらの機器を経由してスプレイヘッダ24へ配管が
設置されている。更に残留熱除去熱交換器23から圧力抑
制プール３へ戻る配管も設けられている。
原子炉１次系の配管が万一破断した場合を想定するとド
ライウェル２内に高温・高圧の原子炉１次系が放出さ
れ、放出された蒸気と水の混合物はベント管11を経由し
て圧力抑制プール３に導かれる。放出された蒸気をこの
圧力抑制プール３で冷却、凝縮することによって、ドラ
イウェル２の内部圧力上昇を抑制する。
ライウェル２内に高温・高圧の原子炉１次系が放出さ
れ、放出された蒸気と水の混合物はベント管11を経由し
て圧力抑制プール３に導かれる。放出された蒸気をこの
圧力抑制プール３で冷却、凝縮することによって、ドラ
イウェル２の内部圧力上昇を抑制する。
破断口から冷却材の流出が終了すると、スプレイを作動
させることにより、原子炉格納容器内の高温・高圧の蒸
気は凝縮し、原子炉格納容器内の圧力は急激に低下す
る。
させることにより、原子炉格納容器内の高温・高圧の蒸
気は凝縮し、原子炉格納容器内の圧力は急激に低下す
る。
前記蒸気ブローダウンにより圧力抑制プール３水温が上
昇すると、残留熱除去熱交換器により圧力抑制プール水
を冷却し、圧力抑制プール３へ戻し、プール水の冷却す
る。
昇すると、残留熱除去熱交換器により圧力抑制プール水
を冷却し、圧力抑制プール３へ戻し、プール水の冷却す
る。
以上のように、従来の原子炉格納容器は、原子炉１次系
の配管が万一破断したとしても、事故の短期において
は、圧力抑制プール３水中での蒸気凝縮により圧力抑制
を達成し、事故の長期においては、スプレイヘッダ３か
らの散水による蒸気凝縮により圧力抑制達成するととも
に、残留熱除去熱交換器を使って圧力抑制プール水の温
度上昇を抑制している。前者の圧力抑制プール３におけ
る圧力抑制機能には、ベント管11のみから構成されてい
るので、固有の安全性を確保する上でも充分である。一
方、原子炉格納容器の長期間の冷却ならびに圧力抑制プ
ール３の冷却を行うためには、残留熱除去ポンプ22、熱
交換器23および電動弁等の動的機器が必要となる。
の配管が万一破断したとしても、事故の短期において
は、圧力抑制プール３水中での蒸気凝縮により圧力抑制
を達成し、事故の長期においては、スプレイヘッダ３か
らの散水による蒸気凝縮により圧力抑制達成するととも
に、残留熱除去熱交換器を使って圧力抑制プール水の温
度上昇を抑制している。前者の圧力抑制プール３におけ
る圧力抑制機能には、ベント管11のみから構成されてい
るので、固有の安全性を確保する上でも充分である。一
方、原子炉格納容器の長期間の冷却ならびに圧力抑制プ
ール３の冷却を行うためには、残留熱除去ポンプ22、熱
交換器23および電動弁等の動的機器が必要となる。
上記従来例は、圧力抑制プール水中において、冷却材喪
失事故時に放出された蒸気を冷却、凝縮させるため大量
の水を保有する必要があり、圧力抑制プール冷却の長期
冷却のため残留熱除去熱交換器が必要であった。
失事故時に放出された蒸気を冷却、凝縮させるため大量
の水を保有する必要があり、圧力抑制プール冷却の長期
冷却のため残留熱除去熱交換器が必要であった。
本発明の目的は、原子炉格納容器内の熱を原子炉格納容
器壁面を通して大気中に逃すことにより、残留熱除去熱
交換器が不要となり、かつ、冷却材喪失事故後の長期冷
却が可能である自然放熱型格納容器を提供することにあ
る。
器壁面を通して大気中に逃すことにより、残留熱除去熱
交換器が不要となり、かつ、冷却材喪失事故後の長期冷
却が可能である自然放熱型格納容器を提供することにあ
る。
上記目的は、原子炉格納容器と原子炉建屋との間のマニ
ュラス部を拡大し、そこに水を張った格納容器外周プー
ルを設け、かつ、アニュラス部の気相上部から原子炉建
屋外部に通じるベントパイプを設け、原子炉格納容器内
の熱を格納容器壁面を通して能容器外周プールへ伝達
し、さらに大気中に逃すことにより達成される。
ュラス部を拡大し、そこに水を張った格納容器外周プー
ルを設け、かつ、アニュラス部の気相上部から原子炉建
屋外部に通じるベントパイプを設け、原子炉格納容器内
の熱を格納容器壁面を通して能容器外周プールへ伝達
し、さらに大気中に逃すことにより達成される。
本発明の特徴は、駆動力を用いず原子炉格納容器壁面を
通して圧力抑制プールから熱が格納容器外周プールへ伝
達され、最終的に大気中に逃される点にある。又、本発
明により、原子炉格納容器内の熱を大気中に逃すことが
できるので、従来熱を海に逃すために用いられていた残
留熱除去系が不要となるので、誤動作がなくなり信頼性
が向上する。
通して圧力抑制プールから熱が格納容器外周プールへ伝
達され、最終的に大気中に逃される点にある。又、本発
明により、原子炉格納容器内の熱を大気中に逃すことが
できるので、従来熱を海に逃すために用いられていた残
留熱除去系が不要となるので、誤動作がなくなり信頼性
が向上する。
以下、本発明の一実施例を第１図により説明する。
第１図は、本発明による自然放熱型格納容器を示すもの
で、原子炉圧力容器１を取り囲むドライウェル２および
圧力抑制プール３を内包する圧力抑制室４から構成され
る原子炉格納容器と原子炉建屋５との間のアニュラス部
７気相上部から原子炉建屋外部に通じる数本のベントパ
イプ８から構成されている。
で、原子炉圧力容器１を取り囲むドライウェル２および
圧力抑制プール３を内包する圧力抑制室４から構成され
る原子炉格納容器と原子炉建屋５との間のアニュラス部
７気相上部から原子炉建屋外部に通じる数本のベントパ
イプ８から構成されている。
格納容器外周プール６は、原子炉格納容器壁面９を通し
ての熱伝達の効率を良くするため圧力抑制プール３と同
等の水位を有している。
ての熱伝達の効率を良くするため圧力抑制プール３と同
等の水位を有している。
プール保有水量は、崩壊熱が空冷で除去できるまで崩壊
熱を除去できる容量としているため、長期にわたり原子
炉冷却が可能となる。
熱を除去できる容量としているため、長期にわたり原子
炉冷却が可能となる。
又、アニュラス部７は、水密性の壁としているため原子
炉建屋５へ水が漏洩することはない。
炉建屋５へ水が漏洩することはない。
ベントパイプ８はアニュラス部７上部の気相部に入口端
を持ち、建屋内を貫通し、原子炉建屋外部で大気中に開
放されている。アニュラス部７は清浄な空気で満たされ
ているが、万一、アニュラス部７に放射性物質が漏れて
も、大気中に放出されることのないようにベントパイプ
８にはフィルム10が設置されている。
を持ち、建屋内を貫通し、原子炉建屋外部で大気中に開
放されている。アニュラス部７は清浄な空気で満たされ
ているが、万一、アニュラス部７に放射性物質が漏れて
も、大気中に放出されることのないようにベントパイプ
８にはフィルム10が設置されている。
万一、原子炉格納容器内の原子炉一次系配管が破断した
場合には、原子炉格納容器内に配管破断口より蒸気及び
水の混合物が放出され、これらはベント管11を通り、圧
力抑制プール３水中に導かれ凝縮される。この状態が継
続すれば圧力抑制プール水温は上昇を続けるが、格納容
器外周プール６との温度差が大きくなるにつれ、格納容
器外周プール６への伝熱量が増加し、圧力抑制プール水
温は低下していくことになる。
場合には、原子炉格納容器内に配管破断口より蒸気及び
水の混合物が放出され、これらはベント管11を通り、圧
力抑制プール３水中に導かれ凝縮される。この状態が継
続すれば圧力抑制プール水温は上昇を続けるが、格納容
器外周プール６との温度差が大きくなるにつれ、格納容
器外周プール６への伝熱量が増加し、圧力抑制プール水
温は低下していくことになる。
更に、格納容器外周プール水温が上昇していくと、格納
容器外周プール６から蒸発が始まり、このとき蒸発潜熱
を奪うことにより格納容器外周プール６が除熱される。
又、格納容器外周プール６水面から気相部への熱伝達か
らも除熱される。除熱された熱は、アニュラス部７の自
然対流により気相部上部の数変のベントパイプ８開口部
から、ベントパイプ８ならびにフィルタ10を通り原子炉
建屋５外部の大気中に逃される。
容器外周プール６から蒸発が始まり、このとき蒸発潜熱
を奪うことにより格納容器外周プール６が除熱される。
又、格納容器外周プール６水面から気相部への熱伝達か
らも除熱される。除熱された熱は、アニュラス部７の自
然対流により気相部上部の数変のベントパイプ８開口部
から、ベントパイプ８ならびにフィルタ10を通り原子炉
建屋５外部の大気中に逃される。
又、ドライウェル２内の熱は原子炉格納容器壁面９から
アニュラス部７気相部へ伝達されドライウェル２内の圧
力・温度抑制に寄与する。
アニュラス部７気相部へ伝達されドライウェル２内の圧
力・温度抑制に寄与する。
前記実施例において、ドライウェル２内部の熱は、原子
炉格納容器壁面９から自然対流熱伝達により放熱されて
いたが、更に除熱効果を向上させるため、第２図に示す
ように格納容器外周プール水を昇圧する格納容器スプレ
イポンプ12および原子炉格納容器壁面９に均一に散水す
る格納容器外側スプレイヘッダ13、ドライウェル２内側
に格納容器スプレイヘッダ14を設置する。格納容器外側
スプレイにより、原子炉格納容器壁面９からの熱伝達係
数が大きくなり、除熱が促進され、かつ、散水された水
の蒸発により蒸発潜熱が奪われるため、ドライウェル２
の除熱効果が向上する。又、格納容器内側スプレイによ
り、従来の残留熱除去系による格納容器スプレイと同様
にドライウェル２内圧力・温度の抑制、雰囲気のミキシ
ング等の効果の他に炉心を冠水させるに充分な水位まで
ドライウェル２内を冠水できる。従って、この冠水によ
り、非常用炉心冷却系による冷却水の注入が止まった場
合を考慮しても、炉心が露出することはない。
炉格納容器壁面９から自然対流熱伝達により放熱されて
いたが、更に除熱効果を向上させるため、第２図に示す
ように格納容器外周プール水を昇圧する格納容器スプレ
イポンプ12および原子炉格納容器壁面９に均一に散水す
る格納容器外側スプレイヘッダ13、ドライウェル２内側
に格納容器スプレイヘッダ14を設置する。格納容器外側
スプレイにより、原子炉格納容器壁面９からの熱伝達係
数が大きくなり、除熱が促進され、かつ、散水された水
の蒸発により蒸発潜熱が奪われるため、ドライウェル２
の除熱効果が向上する。又、格納容器内側スプレイによ
り、従来の残留熱除去系による格納容器スプレイと同様
にドライウェル２内圧力・温度の抑制、雰囲気のミキシ
ング等の効果の他に炉心を冠水させるに充分な水位まで
ドライウェル２内を冠水できる。従って、この冠水によ
り、非常用炉心冷却系による冷却水の注入が止まった場
合を考慮しても、炉心が露出することはない。
更に、本スプレイライン15は、前述したように除熱され
ている格納容器外周プール６水を水源とするため、熱交
換器による冷却が不要となる。
ている格納容器外周プール６水を水源とするため、熱交
換器による冷却が不要となる。
第３図に示すように、アニュラス部７気相下部に原子炉
建屋５外部の空気を取り入れることができるダクト16を
設け、これにファン17および止め弁18を設置する。冷却
材喪失事故が発生した場合、運転員により止め弁18を開
し、ファン17を作動させることにより、外気をアニュラ
ス気相部７に送り込み、気相部を強制循環させ、格納容
器外周プール６ならびに原子炉格納容器壁面９からの熱
伝達を向上させることができ、原子炉格納容器の除熱を
促進させることができる。
建屋５外部の空気を取り入れることができるダクト16を
設け、これにファン17および止め弁18を設置する。冷却
材喪失事故が発生した場合、運転員により止め弁18を開
し、ファン17を作動させることにより、外気をアニュラ
ス気相部７に送り込み、気相部を強制循環させ、格納容
器外周プール６ならびに原子炉格納容器壁面９からの熱
伝達を向上させることができ、原子炉格納容器の除熱を
促進させることができる。
第４図に示すように、ベント管11のドライウェル側で、
圧力抑制プール３の通常水位より上方の位置に炉心冠水
穴21を設ける。冷却材喪失事故時非常用炉心冷却系が作
動すると原子炉圧力容器１に冷水が注入されるが、破断
口から注入された水が流出し、ドライウェル２および圧
力抑制プール３に水が溜り、炉心冠水穴21を通して、ド
ライウェル２と圧力抑制プール３の水位が等しくなる。
このとき炉心25は第４図に示すように、プール水より低
い位置にあるため、非常用炉心冷却系による注水が終了
した後も、原子炉の長期冷却が可能となる。
圧力抑制プール３の通常水位より上方の位置に炉心冠水
穴21を設ける。冷却材喪失事故時非常用炉心冷却系が作
動すると原子炉圧力容器１に冷水が注入されるが、破断
口から注入された水が流出し、ドライウェル２および圧
力抑制プール３に水が溜り、炉心冠水穴21を通して、ド
ライウェル２と圧力抑制プール３の水位が等しくなる。
このとき炉心25は第４図に示すように、プール水より低
い位置にあるため、非常用炉心冷却系による注水が終了
した後も、原子炉の長期冷却が可能となる。
第５図に示すように、格納容器外周プール６の中央に中
央仕切壁19を設置する。この中央仕切壁19は、格納容器
外周プール底部との間に流体が流れる様に、又、水面と
の間も流体が流れる様にしている。このため、原子炉格
納容器壁面９で熱せられた格納容器外周プール水は壁面
に沿って上昇し、中央仕切壁の外側では下向流となる対
流を生じ、圧力抑制プール３からの熱伝達を向上させる
ことができる。
央仕切壁19を設置する。この中央仕切壁19は、格納容器
外周プール底部との間に流体が流れる様に、又、水面と
の間も流体が流れる様にしている。このため、原子炉格
納容器壁面９で熱せられた格納容器外周プール水は壁面
に沿って上昇し、中央仕切壁の外側では下向流となる対
流を生じ、圧力抑制プール３からの熱伝達を向上させる
ことができる。
又、第６図に示すように、原子炉格納容器壁面９からの
熱伝達量を増大するために、原子炉格納容器外側面にフ
ィン20を接地する。これにより伝熱面積が増大し、除熱
効果が向上する。
熱伝達量を増大するために、原子炉格納容器外側面にフ
ィン20を接地する。これにより伝熱面積が増大し、除熱
効果が向上する。
本発明によれば、原子炉格納容器内の熱を原子炉格納容
器壁面を通してアニュラス部の格納容器外周プールに伝
達でき、更に、この熱が大気中に逃されるため次の効果
がある。
器壁面を通してアニュラス部の格納容器外周プールに伝
達でき、更に、この熱が大気中に逃されるため次の効果
がある。
（１）残留熱除去系熱交換器が削除できる。
（２）原子炉格納容器内の除熱が自然循環力により成さ
れるため、原子炉冷却の信頼性が向上する。
れるため、原子炉冷却の信頼性が向上する。
（３）長期にわたる原子炉冷却の信頼性が向上する。
第１図は本発明の一実施例である自然放熱型格納容器の
構成図、第２図〜第６図に他の実施例の構成図、第７図
は従来の原子炉格納容器の構成図である。 １……原子炉圧力容器、２……ドライウェル、３……圧
力抑制プール、４……圧力抑制室、５……原子炉建屋、
６……格納容器外周プール、７……アニュラス部、８…
…ベントパイプ、９……原子炉格納容器壁面、10……フ
ィルタ、11……ベント管、12……格納容器スプレイポン
プ、13……格納容器外側スプレイヘッダ、14……格納容
器内側スプレイヘッダ、15……スプレイライン、16……
ダクト、17……ファン、18……止め弁、19……中央仕切
壁、20……フィン、21……炉心冠水穴、22……残留熱除
去ポンプ、23……残留熱除去熱交換器、24……格納容器
スプレイヘッダ、25……炉心。
構成図、第２図〜第６図に他の実施例の構成図、第７図
は従来の原子炉格納容器の構成図である。 １……原子炉圧力容器、２……ドライウェル、３……圧
力抑制プール、４……圧力抑制室、５……原子炉建屋、
６……格納容器外周プール、７……アニュラス部、８…
…ベントパイプ、９……原子炉格納容器壁面、10……フ
ィルタ、11……ベント管、12……格納容器スプレイポン
プ、13……格納容器外側スプレイヘッダ、14……格納容
器内側スプレイヘッダ、15……スプレイライン、16……
ダクト、17……ファン、18……止め弁、19……中央仕切
壁、20……フィン、21……炉心冠水穴、22……残留熱除
去ポンプ、23……残留熱除去熱交換器、24……格納容器
スプレイヘッダ、25……炉心。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 新野 毅 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (72)発明者 三木 実 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式会 社日立製作所日立工場内 (56)参考文献 特開 昭63−21595（ＪＰ，Ａ) 特開 昭52−122794（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−74095（ＪＰ，Ａ) 特開 昭54−72394（ＪＰ，Ａ)
Claims (3)
- 【請求項１】原子炉圧力容器と、これを格納するドライ
ウェルおよび圧力制御プールを有する圧力抑制室と、ド
ライウェルと圧力抑制室間を接続するベント管から構成
される原子炉格納容器を有する原子力発電所において、
原子炉格納容器と原子路建屋との間に格納容器外周プー
ルを設け、かつ、格納容器外周プール室気相部と原子炉
建屋外部との間にベントパイプを設けたことを特徴とす
る自然放熱型格納容器。 - 【請求項２】特許請求範囲第１項の記載において、格納
容器外周プール水を昇圧するポンプと、原子炉格納容器
内外に格納容器外周プール水を散水させるスプレイノズ
ルを設けたことを特徴とする自然放熱型格納容器。 - 【請求項３】特許請求範囲第１項の記載において、格納
容器外周プール空気相部を強制循環させるため、原子炉
建屋外部と格納容器外周プール室気相部とを連結するダ
クトおよびファンを設けたことを特徴とする自然放熱型
格納容器。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61219467A JPH07117596B2 (ja) | 1986-09-19 | 1986-09-19 | 自然放熱型格納容器 |
| US07/098,530 US5011652A (en) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | Nuclear power facilities |
| KR1019870010357A KR950009881B1 (ko) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 원자로 설비 |
| CN87106445A CN1012769B (zh) | 1986-09-19 | 1987-09-18 | 核动力装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP61219467A JPH07117596B2 (ja) | 1986-09-19 | 1986-09-19 | 自然放熱型格納容器 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6375594A JPS6375594A (ja) | 1988-04-05 |
| JPH07117596B2 true JPH07117596B2 (ja) | 1995-12-18 |
Family
ID=16735889
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP61219467A Expired - Lifetime JPH07117596B2 (ja) | 1986-09-19 | 1986-09-19 | 自然放熱型格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07117596B2 (ja) |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2616973B2 (ja) * | 1988-09-02 | 1997-06-04 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器内の圧力低減構造 |
| JPH0762717B2 (ja) * | 1988-09-21 | 1995-07-05 | 株式会社日立製作所 | 高温高圧容器への注液装置 |
| US5217680A (en) * | 1988-09-21 | 1993-06-08 | Hitachi, Ltd. | Liquid filling method for a high-temperature and high-pressure vessel and apparatus therefor |
| JPH0718941B2 (ja) * | 1989-05-11 | 1995-03-06 | 株式会社日立製作所 | 原子炉格納容器 |
| US5295169A (en) * | 1990-10-15 | 1994-03-15 | Hitachi, Ltd. | Reactor containment facilities |
| JP5757222B2 (ja) * | 2011-11-24 | 2015-07-29 | 株式会社Ihi | 原子炉格納容器の冠水方法 |
-
1986
- 1986-09-19 JP JP61219467A patent/JPH07117596B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6375594A (ja) | 1988-04-05 |
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