JPS61173191A - 原子炉格納容器 - Google Patents
原子炉格納容器Info
- Publication number
- JPS61173191A JPS61173191A JP60013936A JP1393685A JPS61173191A JP S61173191 A JPS61173191 A JP S61173191A JP 60013936 A JP60013936 A JP 60013936A JP 1393685 A JP1393685 A JP 1393685A JP S61173191 A JPS61173191 A JP S61173191A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- containment vessel
- main steam
- pressure vessel
- pedestal
- reactor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- 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)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の利用分野〕
本発明に、沸騰水を原子炉の格納容器に係シ、特に改良
沸騰水屋原子炉に採用されている格納容器の構造に関す
るものである。
沸騰水屋原子炉に採用されている格納容器の構造に関す
るものである。
従来の改良沸騰水型原子炉（ＡＢＷＲ）に採用されてい
る格納容器の内部構造を第３図と第４図に示す。
る格納容器の内部構造を第３図と第４図に示す。
第３図において、１は格納容器全体を指しておシ、生体
遮へい壁２の内部においては、ドライウェル３とサプレ
ッションプール４とが、ダイアフラムフロア５を介して
上下に配置されている。６は格納容器１内に設置された
原子炉圧力容器、７はガンマ−シールド、８は圧力容器
６に接続された主蒸気管でべつ主蒸気管＆の゛他端はタ
ー）ビン建屋（図示せず）側に導かれる。主蒸気管８の
途中には、この主蒸気管８の破断事故を考慮して主蒸気
隔離弁９が設けられており、主蒸気隔離弁９にょシ、原
子炉冷却材バウンダリを形成している。
遮へい壁２の内部においては、ドライウェル３とサプレ
ッションプール４とが、ダイアフラムフロア５を介して
上下に配置されている。６は格納容器１内に設置された
原子炉圧力容器、７はガンマ−シールド、８は圧力容器
６に接続された主蒸気管でべつ主蒸気管＆の゛他端はタ
ー）ビン建屋（図示せず）側に導かれる。主蒸気管８の
途中には、この主蒸気管８の破断事故を考慮して主蒸気
隔離弁９が設けられており、主蒸気隔離弁９にょシ、原
子炉冷却材バウンダリを形成している。
１０に生体遮へい壁２に設けた主蒸気管貫通口である。
また１３は、格納容器２の外部からサプレッションプー
ル４の下部を通って原子炉圧力容器ペデスタル１２内下
部に接続するトンネルを示す。
ル４の下部を通って原子炉圧力容器ペデスタル１２内下
部に接続するトンネルを示す。
ＡＢＷＲ，に採用されている格納容器の内部構造は以上
の通シであるが、その特徴の比較のために、第５図に沸
騰水型原子炉（ＢＷＲ）の格納容器の内部構造を示す。
の通シであるが、その特徴の比較のために、第５図に沸
騰水型原子炉（ＢＷＲ）の格納容器の内部構造を示す。
第５図において第３図と同一番号に同一部分を示す。
ＡＢＷＲ，の原子炉格納容器は、従来のＢＷＲの鋼製格
納容器に対して、コンクリート製の格納容器が採用され
ている。従来のＢＷＲの鋼製格納容器に、内部圧力およ
び外部圧力に耐えるため、円筒形および円錐形等のシェ
ル構造に限定されて九が、コンクリート製格納容器の採
用によシ、形状にとられれない自由な構造が可能となっ
た。また、鋼製格納容器では格納容器内配管サポートを
行うのに、格納容器床面から独立した構造物を必要とし
たが、コンクリート製格納容器では格納容器で荷重を受
けることが可能であるから、このような独立した構造物
を必要とせず、機器配管の支持が単純化されている。ま
次耐震性向上のため原子炉圧力容器位置が従来のＢＷＲ
，と比較して低く、原子炉炉心位置がダイヤフラムフロ
ア５の高さにきている。このことにより入ＢＷＲ，の格
納容器は次の２点でＢＷＲ，の格納容器とは大きく異な
っている。
納容器に対して、コンクリート製の格納容器が採用され
ている。従来のＢＷＲの鋼製格納容器に、内部圧力およ
び外部圧力に耐えるため、円筒形および円錐形等のシェ
ル構造に限定されて九が、コンクリート製格納容器の採
用によシ、形状にとられれない自由な構造が可能となっ
た。また、鋼製格納容器では格納容器内配管サポートを
行うのに、格納容器床面から独立した構造物を必要とし
たが、コンクリート製格納容器では格納容器で荷重を受
けることが可能であるから、このような独立した構造物
を必要とせず、機器配管の支持が単純化されている。ま
次耐震性向上のため原子炉圧力容器位置が従来のＢＷＲ
，と比較して低く、原子炉炉心位置がダイヤフラムフロ
ア５の高さにきている。このことにより入ＢＷＲ，の格
納容器は次の２点でＢＷＲ，の格納容器とは大きく異な
っている。
第１点に主蒸気管貫通口１０の位置の違いである。ＡＢ
ＷＲの従来型格納容器では、ドライウェル３内の高さ方
向に余裕がなく、シたがって主蒸気管８は原子炉炉心部
とほぼ同じ高さで生体遮へい壁２を貫通するので、炉心
部から放射される放出放射線に、主蒸気管貫通口１０か
ら直接ストＩＪ−ミングし、遮へい壁２の周囲の放射線
量が高くなるという問題があった。
ＷＲの従来型格納容器では、ドライウェル３内の高さ方
向に余裕がなく、シたがって主蒸気管８は原子炉炉心部
とほぼ同じ高さで生体遮へい壁２を貫通するので、炉心
部から放射される放出放射線に、主蒸気管貫通口１０か
ら直接ストＩＪ−ミングし、遮へい壁２の周囲の放射線
量が高くなるという問題があった。
第２点は格納容器外部と原子炉圧力容器ペデスタル内部
１４＜、の連絡通路１３の違いである。一般に沸騰水を
原子炉においては、圧力容器ペデスタル内部１４には制
御棒駆動機構（ＣＲＤ）が配設されている。これらは定
期検査毎に一定数を分解して点検の究めに圧力容器ペデ
スタル外部に搬出し、終了後再びペデスタル内１４に搬
入して据付ける必要がある。そして、圧力容器ペデスタ
ル内は通常スペース的に狭くまた、放射線量が高いこと
から、この搬入と搬出作業が容易に行えることが望まし
い。ｇｓ図に示す圧力容器６の位置の高い原子炉格納容
器では、圧力容器ペデスタル内部１４と格納容器外部と
の連絡はドライウェル空間３を利用していたが、入ＢＷ
Ｒのように、耐震性を考慮した圧力容器位置の低い格納
容器ではドライウェル空間３を連絡路として利用できな
い。
１４＜、の連絡通路１３の違いである。一般に沸騰水を
原子炉においては、圧力容器ペデスタル内部１４には制
御棒駆動機構（ＣＲＤ）が配設されている。これらは定
期検査毎に一定数を分解して点検の究めに圧力容器ペデ
スタル外部に搬出し、終了後再びペデスタル内１４に搬
入して据付ける必要がある。そして、圧力容器ペデスタ
ル内は通常スペース的に狭くまた、放射線量が高いこと
から、この搬入と搬出作業が容易に行えることが望まし
い。ｇｓ図に示す圧力容器６の位置の高い原子炉格納容
器では、圧力容器ペデスタル内部１４と格納容器外部と
の連絡はドライウェル空間３を利用していたが、入ＢＷ
Ｒのように、耐震性を考慮した圧力容器位置の低い格納
容器ではドライウェル空間３を連絡路として利用できな
い。
そこでサプレッションプールから隔離したプール下部で
圧力容器ペデスタル内に連絡通路１３を設けである。し
かしこの通路は圧力容器ペデスタル最下部に通じている
ので、ＣＲ，Ｄの点検時にはその高さまで降ろす必要が
あり、そのために作業時間が増加し、を九降ろすための
機器及びスペースが必要となる。
圧力容器ペデスタル内に連絡通路１３を設けである。し
かしこの通路は圧力容器ペデスタル最下部に通じている
ので、ＣＲ，Ｄの点検時にはその高さまで降ろす必要が
あり、そのために作業時間が増加し、を九降ろすための
機器及びスペースが必要となる。
上記２点の問題点について次のような先行技術が知られ
ている。
ている。
第１の主蒸気管貫通口１０の位置については、特開昭５
９−１２３８８号公報に示されるように、主蒸気管８ｔ
−ダイアフラムフロアを通してダイアフラムフロア５の
下方に配設することを特徴とする原子炉格納容器が知ら
れている。
９−１２３８８号公報に示されるように、主蒸気管８ｔ
−ダイアフラムフロアを通してダイアフラムフロア５の
下方に配設することを特徴とする原子炉格納容器が知ら
れている。
第２の格納容器外部と圧力容器ペデスタル内部１４との
連絡通路１３については、特開昭５７−４５４９０号公
報に示されるように、サグＶツションブール内空間に連
絡通路を設けるという技術が知られている。
連絡通路１３については、特開昭５７−４５４９０号公
報に示されるように、サグＶツションブール内空間に連
絡通路を設けるという技術が知られている。
また最近のＬ Ｂ Ｂ （Ｌｅａｋ Ｂｅｆ□ｒｅ Ｂ
ｒｅａｋ ）の研究により、主蒸気隔離弁を原子炉格納
容器外部に設置することが可能となシ、それによってド
ライウェルの体積を減少させることが可能となった。
ｒｅａｋ ）の研究により、主蒸気隔離弁を原子炉格納
容器外部に設置することが可能となシ、それによってド
ライウェルの体積を減少させることが可能となった。
ここで、ドライウェルとサプレッションチェンバ空間部
の体積比に、冷却材喪失事故ＣＬＯＣＡ）時のドライウ
ェル内圧力との関係から決っているから、ドライウェル
体積を減少されること、それと同比率でサプレッション
チェンバ空間部の体積を減少させることが期待できる。
の体積比に、冷却材喪失事故ＣＬＯＣＡ）時のドライウ
ェル内圧力との関係から決っているから、ドライウェル
体積を減少されること、それと同比率でサプレッション
チェンバ空間部の体積を減少させることが期待できる。
本発明の目的は、原子炉圧力容器位置の低い格納容器に
おいて、原子炉圧力容器ペデスタル内部と格納容器外部
の連絡を容易かつ単純にすると同時に、主蒸気管貫通口
の放射線量を低減することによシ定期検査時及び供用期
間中検査の被曝を低減させ作業を容易に行うことのでき
る原子炉格納容器を提供することである。
おいて、原子炉圧力容器ペデスタル内部と格納容器外部
の連絡を容易かつ単純にすると同時に、主蒸気管貫通口
の放射線量を低減することによシ定期検査時及び供用期
間中検査の被曝を低減させ作業を容易に行うことのでき
る原子炉格納容器を提供することである。
改良沸騰水型原子炉（Ａ Ｂ Ｗ Ｒ） ｔｆｌ、従来
の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に比較して耐震性を向上さ
せるため原子炉圧力容器位置が低くなっている。
の沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に比較して耐震性を向上さ
せるため原子炉圧力容器位置が低くなっている。
しかし、これによシ、主蒸気管貫通口１ｏでの放射線の
遮へい及び格納容器外部と圧力容器ペデスタル内部１４
への連絡通路という２つの点で問題があり几。
遮へい及び格納容器外部と圧力容器ペデスタル内部１４
への連絡通路という２つの点で問題があり几。
、本発明はドライウェル及びサプレッションチェンバ空
間部の一部を切り取ることによシ、格納容器外部と圧力
容器ペデスタル内部との連絡を容易にし、更に主蒸気管
貫通口１０を原子炉炉心以下にして、検査時の作業員の
被曝を低減するものである。
間部の一部を切り取ることによシ、格納容器外部と圧力
容器ペデスタル内部との連絡を容易にし、更に主蒸気管
貫通口１０を原子炉炉心以下にして、検査時の作業員の
被曝を低減するものである。
以下、本発明の一実施例を第１図と第２図を用いて詳細
に説明する。これらの図において、第３図、第４図と同
一番号は同一部分を示す。第１図に格納容器鉛直方向断
面を、第２図は水平方向断面を描いたものである。
に説明する。これらの図において、第３図、第４図と同
一番号は同一部分を示す。第１図に格納容器鉛直方向断
面を、第２図は水平方向断面を描いたものである。
第１図、第２図においてドライウェル３およびサブＶツ
ションチェンバ４の空間部は、切り取る前後で体積比が
変らないように切り取つ次形状でアシ、格納容器１は全
体として凹形状となっている。また本実施例では切り取
υ部分の格納容器壁はガンマシールド７及び原子炉圧力
容器ペデスタル１２に接続しており、ガンマシールド７
及び原子炉圧力容器ペデスタル１２、格納容器壁で主蒸
気管通路１１を形成している。圧力容器６から出た主蒸
気管８はガンマシールド７を貫通し次後、主蒸気管通路
１１を下節し、ダイアフラムフロア５よりも下方から格
納容器外に出てタービン建屋に導びかれる。主蒸気隔離
弁９は、格納容器外部に配置されている。一方、切り欠
は形状部の最下部に、圧力容器ペデスタル壁に設けられ
た開口部と連絡通路１３を通じて、格納容器外部と圧力
容器ペデスタル内部１４との連絡が可能となっている。
ションチェンバ４の空間部は、切り取る前後で体積比が
変らないように切り取つ次形状でアシ、格納容器１は全
体として凹形状となっている。また本実施例では切り取
υ部分の格納容器壁はガンマシールド７及び原子炉圧力
容器ペデスタル１２に接続しており、ガンマシールド７
及び原子炉圧力容器ペデスタル１２、格納容器壁で主蒸
気管通路１１を形成している。圧力容器６から出た主蒸
気管８はガンマシールド７を貫通し次後、主蒸気管通路
１１を下節し、ダイアフラムフロア５よりも下方から格
納容器外に出てタービン建屋に導びかれる。主蒸気隔離
弁９は、格納容器外部に配置されている。一方、切り欠
は形状部の最下部に、圧力容器ペデスタル壁に設けられ
た開口部と連絡通路１３を通じて、格納容器外部と圧力
容器ペデスタル内部１４との連絡が可能となっている。
本実施例においては、ダイアフラムフロア５よりも下方
から格納容器外に貫通する九めに、炉心部から放射され
る放出放射線は、主蒸気管貫通口１０から直接ストリー
ミングすることがなく、従来と比較して遮へい壁２の周
囲の放射線量が高くなるということがない。また連絡通
路１３の位置がよいので、ＣＲＤの点検作業等がしやす
く、作業時間が短縮され、作業員の被曝も大幅に低減さ
れる。加えて主蒸気隔離弁が格納容器外に置かれ、容器
形状の一部が凹状となるから、格納容器も原子炉建屋も
小屋化される。
から格納容器外に貫通する九めに、炉心部から放射され
る放出放射線は、主蒸気管貫通口１０から直接ストリー
ミングすることがなく、従来と比較して遮へい壁２の周
囲の放射線量が高くなるということがない。また連絡通
路１３の位置がよいので、ＣＲＤの点検作業等がしやす
く、作業時間が短縮され、作業員の被曝も大幅に低減さ
れる。加えて主蒸気隔離弁が格納容器外に置かれ、容器
形状の一部が凹状となるから、格納容器も原子炉建屋も
小屋化される。
本発明によれば、次に述べる顕著な効果が得られる。
１、格納容器外部と圧力容器下部とは、原子炉圧力容器
ペデスタル壁に設けられた開口部と連絡通路１３によシ
連絡可能である。ま九、この開口部は圧力容器ペデスタ
ル内最上部に開口している。これによシ、従来の定期検
査時には機器の搬出入をサプレッションプール下部４Ｌ
＜Ｈサプレッションプール内部に設けられ九トンネル状
の連絡通路を用い”てす念ものが、圧力容器ペデスタル
壁に設けられた連絡路１３を通過するのみとなシ、作業
性が非常に向上する。を九サプレッションプール下部も
しくにサプレッションプール内部に設けられた連絡通路
を使用する場合、その連絡通路開口部に圧力容器ペデス
タル内部の最下部まｅｈ中間部にあったので、ＣＲ，Ｄ
保守点検でに、その位置から圧力容器最下部へいくため
の作業時間が増大した。これに対し本発明では、圧力容
器ペデスタル内部１４の最上部に開口部があるため、ペ
デスタル内部での作業時間は最小に縮減され、作業員の
被曝も大幅に低減される。
ペデスタル壁に設けられた開口部と連絡通路１３によシ
連絡可能である。ま九、この開口部は圧力容器ペデスタ
ル内最上部に開口している。これによシ、従来の定期検
査時には機器の搬出入をサプレッションプール下部４Ｌ
＜Ｈサプレッションプール内部に設けられ九トンネル状
の連絡通路を用い”てす念ものが、圧力容器ペデスタル
壁に設けられた連絡路１３を通過するのみとなシ、作業
性が非常に向上する。を九サプレッションプール下部も
しくにサプレッションプール内部に設けられた連絡通路
を使用する場合、その連絡通路開口部に圧力容器ペデス
タル内部の最下部まｅｈ中間部にあったので、ＣＲ，Ｄ
保守点検でに、その位置から圧力容器最下部へいくため
の作業時間が増大した。これに対し本発明では、圧力容
器ペデスタル内部１４の最上部に開口部があるため、ペ
デスタル内部での作業時間は最小に縮減され、作業員の
被曝も大幅に低減される。
Ｚ 主蒸気管８の配管に、格納容器凹部には、ダイアフ
フムフロアが存在しないから、炉心よりさらに下方に延
してから格納容器壁を貫通する。
フムフロアが存在しないから、炉心よりさらに下方に延
してから格納容器壁を貫通する。
これにより、主蒸気管貫通口１０の位置は炉心部よシ下
部にくる。し次がって炉心からの放出放射線が主蒸気管
貫通口ｌＯからスト＋） −ミンクする量が大幅に減シ
、遮へい上、大きな効果がある。ま九、主蒸気隔離弁９
の点検に際しては、隔離弁９の分解点検が必要である。
部にくる。し次がって炉心からの放出放射線が主蒸気管
貫通口ｌＯからスト＋） −ミンクする量が大幅に減シ
、遮へい上、大きな効果がある。ま九、主蒸気隔離弁９
の点検に際しては、隔離弁９の分解点検が必要である。
従来に第３図に示すように、隔離弁９が炉心近傍に位置
しているので、隔離弁９付近の放射線量率が太きかつ念
。これに対し、本発明では主蒸気隔離弁に炉心から離れ
次位置でしかも生体遮へい壁の外側に配置されるため、
作業員の被曝が大幅に低減される。ま九、これによシ、
供用期間中の検査が容易となシ、主蒸気配管の信頼性が
向上する。
しているので、隔離弁９付近の放射線量率が太きかつ念
。これに対し、本発明では主蒸気隔離弁に炉心から離れ
次位置でしかも生体遮へい壁の外側に配置されるため、
作業員の被曝が大幅に低減される。ま九、これによシ、
供用期間中の検査が容易となシ、主蒸気配管の信頼性が
向上する。
λ 本発明によれば原子炉格納容器の一部を凹形状にす
ること、および主蒸気隔離弁を格納容器外部に置くこと
によシ、格納容器が小屋化されそれに伴い原子炉建屋の
小型化も可能となる。
ること、および主蒸気隔離弁を格納容器外部に置くこと
によシ、格納容器が小屋化されそれに伴い原子炉建屋の
小型化も可能となる。
第１図は本発明の一実施例の鉛直方向断面図、第２図は
第−一施例の水平方向断面図、第３図は従来例の嵌置方
向断面図、第４図は従来例の水平方向断面図、第５図［
ＢＷＲの格納容器を示す図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・生体遮へい壁、３・
・・ドライウェル、４・・・サプレッションプール、５
・・・ダイア７ヲムフロア、６・・・原子炉圧力容器、
７・・・ガンマシールド、８・・・主蒸気管、９・・・
主蒸気隔離弁、１０・・・主蒸気管貫通口、１１・・・
主蒸気管通路、１２・・・圧力容器ペデスタル、１３・
・・連絡路、１４・・・圧力容器ペデスタル内部。
第−一施例の水平方向断面図、第３図は従来例の嵌置方
向断面図、第４図は従来例の水平方向断面図、第５図［
ＢＷＲの格納容器を示す図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・生体遮へい壁、３・
・・ドライウェル、４・・・サプレッションプール、５
・・・ダイア７ヲムフロア、６・・・原子炉圧力容器、
７・・・ガンマシールド、８・・・主蒸気管、９・・・
主蒸気隔離弁、１０・・・主蒸気管貫通口、１１・・・
主蒸気管通路、１２・・・圧力容器ペデスタル、１３・
・・連絡路、１４・・・圧力容器ペデスタル内部。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、ドライウェルとサプレッションチェンバとをダイア
フラムフロアを介して上下に配置し、主蒸気管を外部に
出すための貫通口を壁に形成した原子炉格納容器におい
て、ドライウェルとサプレッションチェンバ空間部の体
積比が変わらないように、ドライウェル及びサプレッシ
ョンチェンバの空間の一部を切り取つたことを特徴とす
る原子炉格納容器。 ２、特許請求の範囲第１項において、切り欠かれた空間
部と圧力容器ペデスタル内上部との間を連絡する開口部
を圧力容器ペデスタル側壁に設けたことを特徴とする原
子炉格納容器。 ３、特許請求の範囲第１項または第２項において、ダイ
アフラムフロアよりも下方で切り欠き状空間部側壁に主
蒸気管貫通口を設け、主蒸気隔離弁を原子炉格納容器外
部に置くことを特徴とする原子炉格納容器。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60013936A JPS61173191A (ja) | 1985-01-28 | 1985-01-28 | 原子炉格納容器 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60013936A JPS61173191A (ja) | 1985-01-28 | 1985-01-28 | 原子炉格納容器 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61173191A true JPS61173191A (ja) | 1986-08-04 |
Family
ID=11847078
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60013936A Pending JPS61173191A (ja) | 1985-01-28 | 1985-01-28 | 原子炉格納容器 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61173191A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0329891A (ja) * | 1989-06-28 | 1991-02-07 | Hitachi Ltd | 原子炉しやへい壁 |
-
1985
- 1985-01-28 JP JP60013936A patent/JPS61173191A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0329891A (ja) * | 1989-06-28 | 1991-02-07 | Hitachi Ltd | 原子炉しやへい壁 |
| JPH0631779B2 (ja) * | 1989-06-28 | 1994-04-27 | 株式会社日立製作所 | 原子炉しやへい壁 |
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