JPS6186682A - 原子炉装置 - Google Patents

原子炉装置

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JPS6186682A
JPS6186682A JP60213630A JP21363085A JPS6186682A JP S6186682 A JPS6186682 A JP S6186682A JP 60213630 A JP60213630 A JP 60213630A JP 21363085 A JP21363085 A JP 21363085A JP S6186682 A JPS6186682 A JP S6186682A
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JP
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cooling
nuclear reactor
heat exchanger
residual heat
circulation
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JP60213630A
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ビンフリート・バツハホルツ
ウルリツヒ・バイヒト
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Hochtemperatur Reaktorbau GmbH
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/18Emergency cooling arrangements; Removing shut-down heat
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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。

Description

【発明の詳細な説明】 発明の目的 〔産業上の利用分野〕 本発明は、球形燃料堆積層よりなる炉芯を下方から上方
へ冷却媒体すなわち冷却ガスが貫流する高温小型原子炉
と、この高温小型原子炉の上方にその冷却ガス循環系内
に配置されていてこの高温小型原子炉と一緒に鋼製圧力
容器内に格納されて−る幾つかの主熱交換器と、これら
熱交換器にその流れの方向に関して後続して配置されて
いる少なくとも2つ以上の循環送風機と、上記鋼製圧力
容器中に設けられ、且つその冷却水側が余熱排出水循環
系を介してそれぞれ高いレベル位置にある冷却熱交換器
と結合されている余熱熱交換器とを備えた原子炉装置に
関する。
〔従来の技術〕
従来の高温小型原子炉装置では、熱消費昶蒸気発生機、
管状の核分裂部、ヘリウム/ヘリウム−熱交換器等)が
同じ鋼製圧力容器内に格納されていることが共通してh
るが、これら小型原子炉の余熱排出用の種々の装置およ
び方法が開発されていた。
すなわちドイツ特許出願明細書P3345113.3に
は高温小型原子炉を含む原子力発電装置が開示されてお
り、この装置では余熱は一次循環系から発電用蒸気発生
機によって取り出される。この方法は、その一次側の蒸
気発生機および送風機が非常に高hアベイラビリティを
有していなければならないこと、またその原子炉内に設
けられた各構成ユニ、トが一次側蒸気発生機およびター
ビンの故障に際して非常に高い温度負荷に曝されると言
う欠点を有している。
rイツ特許発明明細書第3212266号並びにト9イ
ツ特許出願公開明細書第3141892号には、発電用
蒸気発生機および/または送風機の停止時における余熱
の排除のために運転用コンクリート冷却系を使用するこ
とが開示されている。
この系は鋼製圧力容器を取り囲むコンクリート製安全外
被内に設けられていて、自然循環式に作動する。この周
知装量では熱は主として熱絶縁なしに構成された鋼製圧
力容器から輻射によってコンクリートへ伝達される。こ
れら両原子炉の場合にも一次側の蒸気発生機と送風機と
のアベイラビリティに対して高度の要求条件が課せられ
ておシ、これらの構成ユニットの運転停止に際してその
原子炉内に設けられた各種構成ユニットに高い温度が現
われる。
上記の欠点を除くためにト9イツ特許出願公開明細書第
3228422号が知られているこの公報の装置では少
なくとも1台の高温小型原子炉を含む原子炉装置におい
て、その一次循環系内に熱交換器が離隔して配置され、
該熱交換器は主熱交換器と共に鋼製圧力容器内で上記高
温小型原子炉の上方に配置され、主熱交換器と並列に連
結されている。それら熱交換器のそれぞれの上方には1
個の補助送風機が設けられている。
それら余熱熱交換器は冷却水側において、それぞれ1個
の余熱排出循環系を介して高いレベル位置にあシ、鋼製
圧力容器を取り囲んでいる生物保護シールドの外側の設
けられた冷却熱交換器と結合されており、各外側冷却熱
交換器は原子炉保護用構築物の壁の中に設けられた縦穴
内に収容可能であり、水を満たした下側部分は蒸発室と
して用いられる。それら余熱熱交換器およびそれに従属
する冷却熱交換器は一緒に連結されてそれぞれ1つの熱
サイホン式循環系を形成する。余熱の排出は蒸発室内に
存在する水の蒸発によって、または各冷却熱交換器およ
び各縦穴を通して流れる外部空気へ熱を伝達することに
よって行なわれる。
〔発明が解決しようとする問題点〕
本発明は上述のような従来技術よシ出発して、本文の始
めに記した原子炉装置を、余熱排出用の各装置か能動運
転時(aaktiver Retrleb)においても
、或いは受動運転(Pasmiver Betrieb
)時においても、何等認め得る程の熱損失をこれらの装
置から発生させることなく、高いアベイラビリティをも
って動作するように構成することを目的とするものであ
る。
発明の構成 〔問題点を解決するための手段〕 上述の目的の達成のために、本発明は下記事項を特徴と
する。すなわち OQ  上記余熱熱交換器が冷却ガスの流れ方向に見て
直接主熱交換器の後方に配置されており、これらを通し
て全冷却ガス流が常に貫流すること、 C口) 各循環送風機が互いに並列に連結されてbるこ
と、 四 各余熱排出水循環系内で余熱熱交換器から引き出さ
れた管路に水/水蒸気分離容器が設けられていること、
および (ロ) 各冷却熱交換器がそれぞれ冷却循環系を介して
もう1つの熱源、特に冷却塔と結合されていること である。
〔作用〕
各余熱熱交換器は稼働運転においては僅かな水流量のみ
によって冷却されている。余熱排出用水循環系を通して
自然対流が生ずるけれども、しかし表からこれは水/水
蒸気分離容器によって充分に抑制される。従って熱損失
は取るに足らぬ大きさであシ、一次循環系からはほんの
僅かな出力しか奪われない。特に、余熱排出運転のため
に開放される流量制限の手段(弁)は省略することがで
き、正常運転時には、各余熱熱交換器内を冷却ガスが貫
流する。
各主熱交換器の故障に際しては、余熱熱交換器への冷却
ガス側入口の温度上昇に基づbて余熱排出用水循環系内
で蒸発が起こり、該蒸発によって余熱排出水循環系内の
自然対流が強められ、一次循環系から充分な熱量が余熱
熱交換器を介して排出される。この余熱排出運転の間に
おいては、一次循環系内の温度は運転温度の近傍に留ま
っておシ、従って出力の上昇は全く起こシ得な騒。
余熱交換器に対して前置して配置された主熱交換器によ
って既にその高温ガスの温度は成る一定値だけ低下する
ので、事故の際に生ずる温度の急激な変化は余熱熱交換
器に影!#ヲ及ぼすことはない。一次循環系は互いに並
列接続されている循環送風機によって駆動される。水/
水蒸気分離容器は各余熱排出水循環系内で生ずる蒸発に
よる容積補償の役目をする。本発明の原子炉装置におけ
る特別な利点は余熱が高い温度に基づいてそれ自身の作
用で排出されるので、水および/又は水蒸気は配管的手
段を必要とせずに排出される。循環送風機は冗長性を有
するように2個以上並列接続されているので冷却ブスの
循環は確実に行なわれる。極めて稀に生ずる圧力急落事
故に際しても確実な余熱排出が保証されている。
又一次循環系内の各種構成ユニット並びに余熱熱交換器
の各余熱排出用水循環系内の構成ユニットが特別な配置
にあるように定めれば、余熱の排出は自然対流のみによ
っても可能でsb、この場合の自然対流の流量は、正常
な流れ方向における正常運転時の貫流量の約2ないし4
%の冷却ガス流に設定される。この場合においても能動
的な手段、例えば・々イ・ぐス弁または送風機遮断弁の
開放手段などは不要である。一次循環系も余熱排出水循
環系も自然対流で運転することができるので、余熱の排
出に対して極めて高い信頼性を得ることができる。
各冷却熱交換器からの熱の排出は冷却塔と連結されてい
る冷却循環系によって行なわれるのがよい。この冷却塔
によってその熱は最終的に外気へ引き渡される。
本発明に従う装置によれば、それら余熱熱交換器および
余熱排出水循環系が稼働運転時においても継続的に使用
されていると言うことによって更に本発明の有利な種々
の実施態様は特許請求の範囲の各従属請求項の記載、並
びに添付の図面と関連して記述する以下の実施例の記載
から明らかである。
〔実施例〕
第1図に示す原子炉装置は地下空洞内に収容可能であシ
、或いはまた生物保護シールドを備えていることができ
るが、この実施例においては生物保護シールド1が設け
られておシ、これは原子炉装置の放射性を有する部分を
取り囲んでいる(部分的にのみ図示しである)。原子炉
装置自身は@製圧力容器2の中に収容されており、この
容器の上方部分は細くなっている。
鋼製圧力容器2の下側部分の中に高温小型原子炉3が設
けられ、球形核燃料を満たした炉芯4の全側面はグラフ
ァイト反射材5によって取り囲まれている。このグラフ
ァイト反射材5の底部分は多数の冷却ガス流路6を有し
、この底部の下に冷却ガス集合室7が設けられてbる。
球形燃料排出管8が反射材底部材の中央を通して延びて
いる1球形核燃料用供給装置は図示されていなho 鋼製圧力容器2の細くなっている部分の内部に複数個の
主熱交換器9が収容され、該主熱交換器9は中央部に設
けられ九高温ガス案内管10を巡る幾つかのグループに
分けられている。反射材天井部を通して延びている高温
ガス案内管10は炉芯4の上方の空間11を主熱交換器
9の上方の空間12と連結している。反射材天井部と主
熱交換器9との間に複数個の余熱熱交換器13が設けら
れておシ、その数は主熱交換器9の数に対応する。
鋼製圧力容器2とグラファイト反射材5との間に環状間
隙14が設けられ、該環状空隙は少なくとも2個の循環
送風機150入口に通じ、これらの送風機はこの実施例
では高温小型原子炉3の下側に設けられている。
これらの循環送風機15は高温小型原子炉3の上方に、
或すはまた主熱交換器9の上方に配置することができる
。それら循環送風機15のための(図示されていない)
駆動モータはそれぞれ別の容器16の中に収容されてい
る。それら循環送風機15は並列に接続されている。
炉芯4全通して冷却ガス(ヘリウム)が下から上へ貫流
し、この冷却ガスは空間11中に集められた後中央部の
高温ガス案内管1oの中へ進入する。上記案内管10を
通して冷却ガスは空間12の中へ達し、そしてそれぞれ
の主熱交換器9、すなわち蒸気発生機へ分流される。上
記冷却ガスは蒸気発生機9の中を上から下へ貫流し、そ
の際ガスの温度は約700℃からその蒸気発生機9の出
口のところで250℃まで降下する。蒸気発生機9に後
続して設けられた各余熱熱交換器13は同様に上方から
下方へその主が貫流によって貫流され、その際これらの
熱交換器は正常運転において250℃のガスによって貫
流される。
余熱熱交換器13を通過した後で、冷却ガスは環状間隙
14を通して下向きに流れ、循環送風機15へ送シ込ま
れ、該循環送風機15の中で70パールに圧縮される6
吹込でこの冷却ガスは冷却ガス集合室7の中に流入し、
そしてここから冷却が貫流路6を通して炉芯4の中へ送
シ戻される。
蒸気発生機9は温度が約190℃で圧力約190パール
の給水を用いて運転され、そしてその発生蒸気の温度は
約530℃に達する。給水は給水導管17全通して蒸気
発生機9へ供給され、その発生した生蒸気は生蒸気導管
18を通って蒸気発生機9から送シ出される。蒸気発生
機9は上向きの蒸発機として運転することもでき、これ
は運転開始および運転停止の際、および運転の故障の際
に非常に有利に用いられる。
余熱熱交換器13はその二次側が温度60ないし100
℃、圧力50・ぐ−ルの冷却水で運転され、このように
選ばれた圧力によってこれら余熱熱交換器13から出て
きた冷却水は未だ蒸発されない(50パールにおける蒸
発温度は約260℃であり、この冷却水の出口温度は2
50℃である)と言うことが保証される。更にまた、そ
れら余熱熱交換器13の二次側のみならずその一次側に
おいても比較的低い圧力を選ぶことによって、管路の損
傷に際して冷却ガスのみが二次側循環路中に到達でき、
それらの故障が容易に発見できると言う利点をも保証さ
れる。その上にこの場合には蒸気発生機9における管路
の損傷の一義的な検出が可能となる。
それは上記故障に際して湿度が上昇すると言う結果を生
ずるからである。従って蒸気発生機のパイプの損傷を検
出してその損傷した蒸気発生機を遮断する作業を開始す
るためには、中央監視式の湿度測定を行なうだけで充分
になる。
余熱熱交換器13の二次側循環路が第2図に示されてい
る。余熱排出用水循環系21を構成する2本の管路19
および20によって、この余熱熱交換器13は外部の冷
却熱交換器22と連結されており、この外部熱交換器は
高レベル位置に配設されている。この余熱熱交換器13
から導き出された管路20に水/水蒸気分離容器23が
連結され、また余熱熱交換器13へ通ずる管路19には
遮断弁24が接続され、該遮断弁24には導管部26が
並列に接続されている。この導管部26は循環ボン7″
25と該循環ポンプ25の前後に1つづつ直列に配置さ
れた遮断弁27,211を有している。
水で満たされている貯槽29を有する冷却熱交換器22
は冷却循環路30によって冷却塔31と結合されている
。この冷却循環路30には循環ポンプ32が接続され、
水貯槽29は安全弁33を備えている。水槽29内およ
び冷却循環路30内に存在する水の量は、それだけで一
次遅環系からの余熱をこの貯蔵水の蒸発によって約24
時間確実に排出することができるような量に定められて
いる。水槽29に設けられている水補給用の装置34は
蒸発に基づく水の損失分を長期間にわたって補給するこ
とができる。
生物保めシールド1はコンクリート冷却系35を有して
おシ、該冷却系35は自然対流によって動作を行なうこ
とができる。このようなコンクリート冷却系の1つがr
イッ特許出願公開明細書第3141892号によシ公知
である。このコンクリート冷却系35の内部で循環する
水の冷却は冷却熱交換器22によって行なわれる。
冷却熱交換器22およびコンクリート冷却系35は導管
J 6 、 、? 7によって互すに結合されている。
余熱排出用水循環系2ノは正常運転において僅かな水質
流量で自然対流によシ運転され、このために遮断弁24
は開放位置になっている。
以下に余熱排出装置の作動の態様を記述する・蒸気発生
機9が一次循環系からの余熱排出に最早や役立たないと
きは、該一次循環系には高温ガスが溢流し、余熱熱交換
器13に到達する。
余熱熱交換器13のガスが到達する側の管路に生ずる温
度上昇によってこの余熱排出水循環系2ノ中で蒸発が起
こシ、この蒸発によって該循環系内の自然対流が強めら
れて、一次循環系からの余熱が確実に取り除かれる。こ
の場合茄飲蒸気分離容器23は上記蒸発に際しての容積
の補償の役目をする。余熱排出水循環系2ノ中に存在す
る各循環ポンプ25による強制的な水循環によっても一
次循環系を長期間にわたり更に冷却することができ、従
って突発的に必要な補修作業のために、原子炉装置を短
期間冷却することができる。
一次循環系は冗長性を附与するために余分に設けられた
循環送風機15によって運転される。
循環送風機15が使用できないときにも、余熱は自然対
流のみを用いることによシ排出することができる。この
場合に調節される冷却が貫流量は正常の運転方向の正常
貫流量の約2ないし4%である。
冷却熱交換器22は冷却循環系30および冷却塔31に
よって冷却され、冷却塔31は供給された熱を外界中へ
排出する。この場合冷却熱交換器22の内部の温度は約
60℃になる。この冷却が故障のために行なわれなくな
ったときは、水槽29中に存在する水が蒸発し、その水
蒸気は安全弁33全通して外界に排出される。
この冷却の故障が24時間以上継続する場合には、装置
34を通して水を補給することにょシ、余熱の排除を長
期間にわたって行なうことができる。
余熱はまたコンクリート冷却系35によっても排除する
ことができ、この冷却系は鋼裂圧カ容器2から輻射され
た熱を受は取ってこれを冷却熱交換器22へ伝えること
によって行なわれる。
この発明の装置によれば、余熱熱交換器は高いアベイラ
ビリティをもっておシ、このアベイラビリティの向上は
、余熱熱交換器13とその水循環系の能動性部材又は配
管手段を省くこと、又これらの部材を装置が稼動状態に
あるとき常に動作するようにした事、又余熱排出用水循
環器及び余熱交換器の二次側循環系を、稼動運転に対す
る待機動作が自然対流に基づいて行なわれるようKした
事によシ、自ら故障の発生を監視し、突発的に生ずる故
障や漏洩を直ちに知ることを可能とした事によシ達成さ
れる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明に従う原子炉装置の概略を縦断面図で示
し、第2図は第1図の装置の余熱熱交換器の冷却系を示
す図である。 1・・・生物保護シールド、2・・・MW圧力容器、3
・・・高温小型原子炉、4・・・炉芯、5・・・グラフ
ァイト反射材、6・・・、冷却ガス流路、2・・・冷却
ガス集合室、8・・・球形燃料排出管、9・・・主熱交
換器、10・・・高温ガス案内管、11・・・炉芯上部
空間、12・・・主熱交換器上部空間、13・・・余熱
熱交換器、14・・・環状間隙、15・・・循環送風機
、16・・・モータ収容容器、17・・・補給水導管、
18・・・生蒸気導管、21・・・余熱排出用水循環系
、22・・・冷却熱交換器、2.3・・・水/水蒸気分
離容器、24.27.28・・・遮断手段、25.32
・・・循環ポンプ、29・・・水槽、30・・・冷却循
環系、31・・・冷却塔、33・・・安全弁、34・・
・水補給装置、35・・・コンクリート冷却系。

Claims (11)

    【特許請求の範囲】
  1. (1)球形燃料堆積層よりなる炉芯を下方から上方へ冷
    却ガスが貫流する高温小型原子炉と、この高温小型原子
    炉の上方にその冷却ガス循環系内に配置されていて、こ
    の高温小型原子炉とともに鋼製圧力容器内に格納されて
    いる幾つかの主熱交換器と、これら熱交換器に流れの方
    向に後続して配置された少なくとも2つの循環送風機と
    、上記鋼製圧力容器中に設けられ且つその冷却水側がそ
    れぞれ余熱排出水循環系を介して、高いレベル位置にあ
    る冷却熱交換器に結合されている余熱熱交換器を備えた
    原子炉装置において、 (イ)上記余熱熱交換器(13)が冷却ガスの流れ方向
    に関して主熱交換器(9)のすぐ後方に配置されており
    、これらを通して全冷却ガス流が常に貫流すること、 (ロ)各循環送風機が互いに並列に結合されていること
    、 (ハ)各余熱排出水循環系(21)に於て、余熱熱交換
    器(13)から引き出された管路(20)に水/水蒸気
    分離容器(23)が接続されていること、および (ニ)各冷却熱交換器(22)が、それぞれ冷却循環系
    (30)を介して、もう1つの熱源、特に冷却塔(31
    )に結合されていること を特徴とする、上記原子炉装置。
  2. (2)余熱排出水循環系(21)が一次循環系よりも低
    い圧力で運転されており、その際この圧力は正常運転に
    おいて各余熱熱交換器内で蒸発が全く生じない値に設定
    されていることを特徴とする特許請求の範囲第1項に記
    載の原子炉装置。
  3. (3)中央部に高温ガス案内管(10)が設けられ、該
    案内管(10)が上記高温小型原子炉(3)の上方の空
    間(11)を、該高温ガス案内管(10)の外周を取り
    囲んで配置されている主熱交換器(9)の上方の空間(
    12)と連結し、空間(12)から高温ガスがそれら主
    熱交換器中に流れ込み、余熱熱交換器(13)はそれぞ
    れ上記高温小型原子炉とそれら主熱交換器(9)との間
    に収容されていることを特徴とする特許請求の範囲第1
    項に記載の原子炉装置。
  4. (4)循環送風機(15)が高温小型原子炉(3)の下
    方に設けられていることを特徴とする特許請求の範囲第
    1または第3項に記載の原子炉装置。
  5. (5)循環送風機が、余熱熱交換器と高温小型原子炉の
    間に配置されていることを特徴とする特許請求の範囲第
    1または第3項に記載の原子炉装置。
  6. (6)循環送風機がそれらの主熱交換器の上方に配置さ
    れており、その際余熱熱交換器の下方において冷却ガス
    の方向転換が上向きに行なわれ、この冷却ガスを各循環
    送風機へ案内するため、および下方へ排出するために共
    軸のガス案内部材が設けられていることを特徴とする特
    許請求の範囲第1または第3項に記載の原子炉装置。
  7. (7)各余熱排出水循環系(21)の余熱熱交換器(1
    3)へ冷却媒体を案内する導管(19)が循環ポンプ(
    25)と該循環ポンプの前後に1個ずつ該循環ポンプと
    直列に接続された遮断弁(27、28)を有するととも
    に、上記循環ポンプ(25)と上記遮断弁(27、28
    )からなる直列管路全体と並列に接続された遮断弁(2
    4)を有することを特徴とする特許請求の範囲第1項に
    記載の原子炉装置。
  8. (8)各外側の冷却熱交換器(22)が水の満たされた
    貯槽(29)をそれぞれ1つづつ備え、該貯槽(29)
    が循環ポンプ(32)の設けられた冷却循環系(30)
    を介して冷却塔(31)と結合されていることを特徴と
    する特許請求の範囲第1項に記載の原子炉装置。
  9. (9)上記各貯槽(29)が安全弁(33)を備えてい
    ることを特徴とする特許請求の範囲第1または第8項に
    記載の原子炉装置。
  10. (10)上記貯槽(29)のそれぞれに水を補給するた
    めの装置(34)が設けられていることを特徴とする特
    許請求の範囲第1または第8項に記載の原子炉装置。
  11. (11)鋼製圧力容器を取り囲むコンクリートの生物保
    護シールドを備え、この生物保護シールド(1)が公知
    の自然循環方式で運転されるコンクリート冷却系(35
    )を有し、この冷却系は内部の循環水の冷却のために前
    記各冷却熱交換器(22)に接続されていることを特徴
    とする特許請求の範囲第1項に記載の原子炉装置。
JP60213630A 1984-09-26 1985-09-26 原子炉装置 Expired - Lifetime JPH0664171B2 (ja)

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DE19843435255 DE3435255A1 (de) 1984-09-26 1984-09-26 Kernreaktoranlage mit einem ht-kleinreaktor mit kugelfoermigen brennelementen
DE3435255.4 1984-09-26

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JPS6186682A true JPS6186682A (ja) 1986-05-02
JPH0664171B2 JPH0664171B2 (ja) 1994-08-22

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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