JPS63293493A - Boiling water reactor - Google Patents
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Abstract
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の目的〕
（産業上の利用分野）
本発明はプルトニウム燃料を含有する燃料集合体とウラ
ン燃料のみを含有する燃料集合体とを混在させて用いる
沸騰水型原子炉に関する。[Detailed Description of the Invention] [Objective of the Invention] (Industrial Application Field) The present invention provides a boiling water type atom fuel assembly using a mixture of a fuel assembly containing plutonium fuel and a fuel assembly containing only uranium fuel. Regarding furnaces.
（従来の技術）
現在稼働中の沸騰水型原子炉はウラン燃料が用いられて
いるが、ウラン燃料は燃焼することによってプルトニウ
ムを生成する。生成したプルトニウムの中には核分裂性
物質の２３９ｐｕ及び２ ’ １ ｐ ｕが含まれてい
るため、ウラン資源有効利用等の観点から、これを再び
原子燃料として使用することが望まれている。プルトニ
ウムを原子燃料として使用するには、燃料効率から考え
て高速増殖炉が好ましいが、現在高速増殖炉の開発が遅
れていること、再処理によって得られるプルトニウムが
近い将来大量に発生することから、高速増殖炉が実用化
されるまでプルトニウムの利用を待てない状況にある。(Prior Art) Boiling water nuclear reactors currently in operation use uranium fuel, which produces plutonium when uranium fuel is combusted. Since the produced plutonium contains the fissile materials 239 pu and 2' 1 pu, it is desired to use it again as nuclear fuel from the viewpoint of effective utilization of uranium resources. To use plutonium as nuclear fuel, fast breeder reactors are preferable in terms of fuel efficiency, but the development of fast breeder reactors is currently delayed, and large amounts of plutonium obtained through reprocessing will be generated in the near future. We cannot wait to use plutonium until fast breeder reactors are put into practical use.
このため、現在稼働している沸騰水型原子炉で使用する
ことが考えられている。For this reason, it is being considered for use in boiling water reactors currently in operation.
ところが、沸騰水型原子炉はウラン燃料を使用するもの
として設計されているため、ウランとは核特性の異なる
プルトニウムに使用するとなると種々の問題の生ずるこ
とが予想される。However, since boiling water reactors are designed to use uranium fuel, various problems are expected to occur if plutonium, which has different nuclear properties than uranium, is used.
ウランとプルトニウムとの核特性上の最も大きな相違点
は中性子束スペクトルである。核分裂性物質である１“
Ｐｕや！４″Ｐｕの熱中性子吸収断面積が３１Ｕより大
きいこと １４ ＠ ｐ ｕによる中性子共鳴吸収が１
１υより大きいこと等によって、プルトニウムを使用し
た燃料の中性子束スペクトルはウラン燃料よりも硬くな
り、中性子減速効果が低下する。The most significant difference in nuclear properties between uranium and plutonium is the neutron flux spectrum. 1” which is fissile material
Pu-ya! Thermal neutron absorption cross section of 4″Pu is larger than 31U 14 @pu Neutron resonance absorption by u is 1
Due to the fact that the plutonium is larger than 1υ, the neutron flux spectrum of fuel using plutonium becomes harder than that of uranium fuel, and the neutron moderating effect decreases.
その結果、プルトニウムを使用した燃料ではウラン燃料
に対してボイド係数絶対値の増大に伴う過渡特性の余裕
の低下、軸方向出力分布類の増大あるいは減速材反応度
係数の増大に伴う炉停【ヒ余裕の低下等をまねく。As a result, compared to uranium fuel, fuel using plutonium has a lower transient characteristic margin due to an increase in the absolute value of the void coefficient, an increase in the axial power distribution, or a reactor shutdown due to an increase in the moderator reactivity coefficient. This may lead to a decrease in margin.
沸騰水型原子炉におけるプルトニウムの利用の可能性に
ついて説明する０通常、沸騰水型原子炉ではひとつの燃
料集合体は３〜４サイクルのあいだ炉心に滞在する。換
言すれば、炉心は１年目燃料（新燃料）、２年目燃料、
３年目燃料及び４年目燃料により構成される。第１図は
７８４ＭＶｅ沸ηζ水型沸騰水型原子炉ウムを使用する
代表例であり、炉心の１７４に取り出して炉心内の燃料
集合体の配置を表わしたものである。炉心はウランＬ年
［１燃料、ウラン・プルトニウム混合型（以下、混合型
）１年目燃料、ウラン２年「１ｍ料、混合型２年目燃料
、ウラン３年目燃料、混合型３年目燃料、ウラ２４年目
燃料、混合型４年目燃料で構成されよう。Explaining the potential use of plutonium in boiling water reactors 0 Typically, in boiling water reactors, one fuel assembly stays in the core for three to four cycles. In other words, the reactor core has 1st year fuel (new fuel), 2nd year fuel,
Consists of 3rd year fuel and 4th year fuel. FIG. 1 is a typical example of using a 784 MVe boiling water boiling water reactor, and shows the arrangement of fuel assemblies in the reactor core taken out at 174 of the reactor core. The reactor core is uranium L year [1 fuel, uranium-plutonium mixed type (hereinafter referred to as mixed type) 1st year fuel, uranium 2 year fuel, 1 m fuel, mixed type 2nd year fuel, uranium 3rd year fuel, mixed type 3rd year fuel. It will consist of fuel, 24-year-old fuel, and mixed 4-year-old fuel.
前記のように混合型燃料はウラン燃料と一緒に用いられ
ることが一般的であるため、混合型燃料ではベースとな
るウラン燃料との互換性と両立性が重要である。また、
ウラン燃料と混合型燃料の共用ではなく、混合型燃料の
みの使用も考えられるが、この場合にも、ウラン燃料か
ら混合型燃料へ移行していく階段で両者の混在状態が存
在すること、あるいは再処理事情によるプルトニウム供
給の不確かさ、プルトニウム組成の不確かさ、運転計画
変更への対応等、ウラン燃料との係りは深く、互換性、
両立性についての配慮が欠かせない。As mentioned above, blended fuels are generally used together with uranium fuel, so compatibility and compatibility with the base uranium fuel is important for blended fuels. Also,
Instead of using both uranium fuel and mixed fuel, it is also possible to use only mixed fuel, but even in this case, there is a possibility that there will be a mixture of both in the transition from uranium fuel to mixed fuel, or Uncertainty in plutonium supply due to reprocessing circumstances, uncertainty in plutonium composition, response to changes in operation plans, etc. are closely related to uranium fuel, and issues such as compatibility,
It is essential to consider compatibility.
次に、従来考えられているウラン燃料と混合型燃料につ
いて第５図、第６図及び第７図を参照して説明する。第
５図はウラン燃料及び混合型燃料の燃料集合体で、燃料
機合体１はＩ１１長い円筒状燃料棒２が多数本結束され
た結束体により構成されている。この結束体はスペーサ
５によって燃料棒２間が等間隔に保持されており、また
結束体内には燃料棒２のほかにウォータロッド６が組み
込まれている。この結束体の外周はチャンネルボックス
７で包囲され、このチャンネルボックス７は上部が上部
タイプレート３に、下部が下部タイプレート４に接合さ
れている。Next, conventionally considered uranium fuel and mixed fuel will be explained with reference to FIGS. 5, 6, and 7. FIG. 5 shows a fuel assembly of uranium fuel and mixed fuel, and the fuel machine assembly 1 is constituted by a bundle in which a large number of I11 long cylindrical fuel rods 2 are bundled together. In this bundle, the fuel rods 2 are maintained at equal intervals by spacers 5, and in addition to the fuel rods 2, water rods 6 are incorporated in the bundle. The outer periphery of this bundle is surrounded by a channel box 7, and this channel box 7 is joined to the upper tie plate 3 at the upper part and to the lower tie plate 4 at the lower part.
燃料棒２は被覆管内に図示しない円柱状の燃料ペレット
が多数装填されたものであり、この被覆管の上下両端は
上部端栓８及び下部端栓９で溶Ｆｌｉ密閉されている。The fuel rod 2 has a cladding tube filled with a large number of cylindrical fuel pellets (not shown), and both upper and lower ends of the cladding tube are sealed with molten Fli by an upper end plug 8 and a lower end plug 9.
ウラン燃料の燃料ペレットはウランのみであるのに対し
て、混合型燃料の燃料ペレットはウランペレットとウラ
ン・プルトニウムペレット又はプルトニウムのペレット
との混合燃料である。上部端栓８は上部タイプレート３
中の支持空所に挿入することができる延長部を備えてお
り、また下部端栓９は下部タイプレート４中の支持空所
に嵌合する嵌合部を備えている。The fuel pellets of uranium fuel are only uranium, whereas the fuel pellets of mixed fuel are a mixture of uranium pellets and uranium-plutonium pellets or plutonium pellets. The upper end plug 8 is connected to the upper tie plate 3
The lower end plug 9 is provided with a fitting portion that fits into a support cavity in the lower tie plate 4.
前記ウォータロッド６は下部に冷却水入口孔１０が設け
られ、上部には冷却水出口孔１１が設けられている。そ
して、このウォータロッド６内を冷却水が下方から上方
へ流れる構成となっている。The water rod 6 is provided with a cooling water inlet hole 10 at its lower part, and a cooling water outlet hole 11 at its upper part. Cooling water is configured to flow within this water rod 6 from below to above.
第６図はウラン燃料について前記燃料集合体１の水平方
向の断面Ｉ−Ｉを示したもので、燃料棒２とウォータロ
ッド６が８行８列に規則正しく結束されている１図中、
記号Ｕは濃縮ウランペレットを被覆管内に封入した燃料
棒（以下、ウラン燃料棒）、Ｇは濃縮ウランにガドリニ
アを添加してペレットを被覆管内に封入した燃料棒（以
下、ガドリニア添加燃料棒）、Ｗはウォータロッドを表
わしている。なお１２は制御棒を示す。FIG. 6 shows a horizontal cross section II of the fuel assembly 1 for uranium fuel.
Symbol U is a fuel rod in which enriched uranium pellets are enclosed in a cladding tube (hereinafter referred to as a uranium fuel rod), G is a fuel rod in which gadolinia is added to enriched uranium and the pellets are enclosed in a cladding tube (hereinafter referred to as a gadolinia-added fuel rod); W represents a water rod. Note that 12 indicates a control rod.
第７図は混合型燃料について前記燃料集合体１の水平方
向の断面Ｉ−Ｉを示したもので、燃料棒２とウォータロ
ッド６が８行８列に規則正しく結束されている０図中、
記号Ｕはウラン燃料棒、Ｐはウラン・プルトニウムの混
合型ペレットを被覆管内に封入した燃料棒（以下、混合
型燃料棒）、Ｇは濃縮ウラン又はウラン・プルトニウム
にガドリニアを添加したペレットを被覆管内に封入した
ガドリニア添加燃料棒、Ｗはウォータロッドを表わして
いる。FIG. 7 shows a horizontal cross section II of the fuel assembly 1 for mixed fuel, and in FIG.
The symbol U is a uranium fuel rod, P is a fuel rod with mixed pellets of uranium and plutonium sealed in a cladding tube (hereinafter referred to as a mixed fuel rod), and G is a fuel rod with enriched uranium or pellets containing gadolinia added to uranium and plutonium in a cladding tube. W represents a water rod.
上述の如く、ウランとプルトニウムの核特性が異なるに
も拘らず、ウラン燃料と混合型燃料の構造を同一にして
いるため、混合型燃料ではウラン燃料に対してボイド係
数絶対値の増大に伴う過渡特性の余裕の低下、軸方向出
力分布類の増大あるいは減速材反応度係数の増大に伴う
炉停止余裕の低下等の諸問題をまねき、ウラン燃料の特
性と混合型燃料の特性の均衡のとれた炉心を作ることが
困難であった。As mentioned above, although the nuclear properties of uranium and plutonium are different, the structures of uranium fuel and mixed fuel are the same, so blended fuel has a transient effect due to an increase in the absolute value of the void coefficient compared to uranium fuel. This leads to various problems such as a decrease in the margin of characteristics, an increase in the axial power distribution, or a decrease in the margin for reactor shutdown due to an increase in the moderator reactivity coefficient. It was difficult to create a reactor core.
（発明が解決しようとする問題点）
本発明は上記状況に鑑みてなされたもので、ウラン燃料
と混合型燃料を使用する沸騰水型原子炉において、混合
型燃料の特性をウラン燃料と同等の特性にすることによ
って安全且つ安定中性子沸騰水型原子炉を提供す、るこ
とを目的とする。(Problems to be Solved by the Invention) The present invention has been made in view of the above situation, and is intended to improve the characteristics of the mixed fuel to be equivalent to that of the uranium fuel in a boiling water reactor that uses uranium fuel and a mixed fuel. The purpose is to provide a safe and stable neutron boiling water reactor by improving its characteristics.
（問題点を解決するための手段）
本発明は、プルトニウム燃料とウラン燃料との混合型燃
料を封入した混合型燃料棒を規則的上に配置した混合型
燃料集合体、あるいは混合型燃料棒とウラン燃料のみを
封入したウラン燃料棒を規則的に配置した混合型燃料集
合体と、ウラン燃料棒のみを規則的に配置したウラン燃
料集合体とを装荷する沸騰水型原子炉において、混合型
燃料集合体の水対燃料比を、ウラン燃料集合体の水対燃
料比よりも大きくしたことを特徴とする沸騰水型原子炉
である。(Means for Solving the Problems) The present invention provides a mixed fuel assembly in which mixed fuel rods filled with a mixed fuel of plutonium fuel and uranium fuel are arranged regularly, or a mixed fuel rod. Mixed fuel This boiling water nuclear reactor is characterized in that the water-to-fuel ratio of the assembly is greater than the water-to-fuel ratio of the uranium fuel assembly.
（作用）
本発明の沸騰水型原子炉によると、混合型燃料集合体の
水対燃料比を、ウラン燃料集合体の水対燃料比よりも大
きくしていることにより、混合型燃料集合体内の中性子
束スペクトルはウラン燃料集合体と同等になり、中性子
減速効果も同等になる。その結果、混合型燃料集合体の
ボイド係数、軸方向出力分布、炉停止余裕等の諸特性は
ウラン燃料集合体と同等となり、均衡のとれた炉心とな
る。(Function) According to the boiling water reactor of the present invention, the water-to-fuel ratio of the mixed-type fuel assembly is made larger than the water-to-fuel ratio of the uranium fuel assembly. The neutron flux spectrum will be the same as that of a uranium fuel assembly, and the neutron moderation effect will also be the same. As a result, various characteristics of the mixed fuel assembly, such as void coefficient, axial power distribution, reactor shutdown margin, etc., become equivalent to those of the uranium fuel assembly, resulting in a well-balanced reactor core.
（実施例） 本発明の実施例を図面を参照して説明する。(Example) Embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings.
第１図は本発明の沸騰水型原子炉の一実施例の燃料集合
体炉心内配置図である。（炉心の１７４を示している。FIG. 1 is a diagram showing the arrangement of fuel assemblies in the core of an embodiment of the boiling water nuclear reactor of the present invention. (Core 174 is shown.
）炉心はウラン１年目燃料２１．混合型１年目燃料２１
Ａ、ウラン２年目燃料２２、混合型２年目燃料２２Ａ、
ウラン３年目燃料２３、混合型３年目燃料２３Ａ、ウラ
ン４年目燃料２４、混合型４年目燃料２４Ａで構成され
る。) The core is uranium first year fuel 21. Mixed type 1st year fuel 21
A, uranium 2nd year fuel 22, mixed type 2nd year fuel 22A,
It consists of 3rd year uranium fuel 23, 3rd year mixed fuel 23A, 4th year uranium fuel 24, and 4th year mixed fuel 24A.
第２図は本発明の原子炉に装荷されるウラン燃料集合体
の燃料棒配置図であり、燃料棒２とウォータロッド６が
８行８列に規則正しく配列される。FIG. 2 is a fuel rod arrangement diagram of a uranium fuel assembly loaded into the nuclear reactor of the present invention, in which fuel rods 2 and water rods 6 are regularly arranged in 8 rows and 8 columns.
図中、記号Ｕはウラン燃料棒、Ｇはガドリニア添加燃料
棒、Ｗはウォータロッドを表わしている。In the figure, symbol U represents a uranium fuel rod, G represents a gadolinia-added fuel rod, and W represents a water rod.
本発明のウラン燃料集合体の構成は従来のウラン燃料集
合体と基本的に同一である。The structure of the uranium fuel assembly of the present invention is basically the same as that of a conventional uranium fuel assembly.
第３図は本発明の原子炉に装荷される混合型燃料集合体
の燃料棒配置図であり、燃料棒２と太径ウォータロッド
１３が８行８列に規則正しく配列される１図中、記号Ｕ
はウラン燃料棒、Ｐは混合型燃料棒、Ｇはガドリニア添
加燃料棒、Ｗはウォータロッドを表わしている。混合型
燃料集合体の太径ウォータロッド１３の横断面積はウラ
ン燃料集合体のウォータロッド６の約６倍である。FIG. 3 is a fuel rod arrangement diagram of a mixed fuel assembly to be loaded into the nuclear reactor of the present invention. U
represents a uranium fuel rod, P represents a mixed fuel rod, G represents a gadolinia-added fuel rod, and W represents a water rod. The cross-sectional area of the large-diameter water rod 13 of the mixed fuel assembly is about six times that of the water rod 6 of the uranium fuel assembly.
上記の如く、本発明では混合型燃料集合体の水対燃料比
はウラン燃料集合体の水対燃料比よりも大きくなってお
り、混合型燃料集合体内の中性子束スペクトルはウラン
燃料集合体とほぼ等しくなっている。その結果、混合型
燃料集合体のボイド係数、軸方向出力分布、炉停止余裕
等の諸特性はウラン燃料集合体と同等となる。As mentioned above, in the present invention, the water-to-fuel ratio of the mixed fuel assembly is larger than that of the uranium fuel assembly, and the neutron flux spectrum in the mixed fuel assembly is almost the same as that of the uranium fuel assembly. are equal. As a result, various characteristics of the mixed fuel assembly, such as void coefficient, axial power distribution, reactor shutdown margin, etc., become equivalent to those of the uranium fuel assembly.
第４図は本発明と従来技術との炉停止余裕の特性比較を
示した図であるが、従来技術では混合型燃料集合体の中
性子束スペクトルが硬化していることにより、制御棒価
値が低下し１曲線１４の如く炉停止余裕を確保すること
が困難であったが１本発明では混合型燃料集合体の水対
燃料比を大きくし、中性子束スペクトルをウラン燃料集
合体と同等になるまで軟化しているため、制御棒価Ｍｌ
は向上し、曲線１５の如く炉停止余裕の確保が可能とな
る。Figure 4 shows a comparison of the reactor shutdown margin characteristics between the present invention and the conventional technology.In the conventional technology, the value of the control rods decreases due to the hardening of the neutron flux spectrum of the mixed fuel assembly. However, in the present invention, the water-to-fuel ratio of the mixed fuel assembly is increased until the neutron flux spectrum becomes equivalent to that of the uranium fuel assembly. Because it is softened, the control rod price Ml
is improved, and as shown by curve 15, it is possible to secure a margin for reactor shutdown.
以上説明したように、本発明の沸騰水型原子炉は、ウラ
ン燃料集合体と混合型燃料集合体を共用しても、従来の
ウラン燃料集合体のみの炉心に劣らず、良好な特性を有
し、安全且つ安定した運転が可能となる。As explained above, the boiling water reactor of the present invention has as good characteristics as a conventional core using only uranium fuel assemblies even when it uses both uranium fuel assemblies and mixed fuel assemblies. This enables safe and stable operation.
第１図は本発明の詳細な説明する燃料集合体の炉心内配
置図、第２ｖＩ４は本発明に使用されるウラン燃料集合
体の燃料棒配置図、第３図は本発明に使用される混合型
燃料集合体の燃料棒配ｖ１ｖ！ｉ、第４図は本発明と従
来との炉停止余裕比較図、第５図は従来の燃料集合体の
縦断面図、第６図は従来のウラン燃料集合体の燃料棒配
置図、第７回は従来の混合型燃料集合体の燃料棒配置図
である。
２・・・燃料棒、 ６・・・ウォータロッド、Ｕ・・・
ウラン燃料棒、Ｇ・・・ガドリニア添加燃料棒。
Ｐ・・・混合型燃料棒、 １ｚ・・・制御棒、１３・・
・太怪ウォータロッド。
代理人 弁理士 則 近 憲 佑
同 第子丸 健
第１図
第２図
第 ３ 図
１イワルｆｒａ： Ｘ光Ｂ Ｃｃｙｗｔｔ／ｉノ第４図
第５図Fig. 1 is an in-core layout diagram of a fuel assembly that explains the present invention in detail, Fig. 2vI4 is a fuel rod arrangement diagram of a uranium fuel assembly used in the present invention, and Fig. 3 is a mixture diagram used in the present invention. Type fuel assembly fuel rod arrangement v1v! i, Fig. 4 is a comparison diagram of the reactor shutdown margin of the present invention and the conventional one, Fig. 5 is a vertical cross-sectional view of a conventional fuel assembly, Fig. 6 is a fuel rod arrangement diagram of a conventional uranium fuel assembly, and Fig. 7 1 is a fuel rod layout diagram of a conventional mixed fuel assembly. 2...Fuel rod, 6...Water rod, U...
Uranium fuel rod, G...Gadolinia-added fuel rod. P...Mixed fuel rod, 1z...Control rod, 13...
・Taikai Water Rod. Agent Patent Attorney Nori Ken Yudo Daishimaru Ken Figure 1 Figure 2 Figure 3 Figure 1 Iwar fra:
Claims (3)
燃料集合体と、ウラン燃料棒を規則的に配置したウラン
燃料集合体を装荷する沸騰水型原子炉において、混合型
燃料集合体の水対燃料比を、ウラン燃料集合体の水対燃
料比よりも大きくしたことを特徴とする沸騰水型原子炉
。(1) In a boiling water reactor loaded with a mixed fuel assembly consisting of plutonium fuel and uranium fuel and a uranium fuel assembly in which uranium fuel rods are regularly arranged, the water versus fuel of the mixed fuel assembly is A boiling water reactor characterized in that the water-to-fuel ratio is greater than the water-to-fuel ratio of a uranium fuel assembly.
料との混合燃料を封入した混合型燃料棒と大径ウォータ
ロッドとを具備してなることを特徴とする特許請求の範
囲第１項記載の沸騰水型原子炉。(2) The mixed fuel assembly comprises a mixed fuel rod containing a mixed fuel of plutonium fuel and uranium fuel and a large-diameter water rod. Boiling water reactor.
燃料棒とプルトニウム燃料を封入したプルトニウム燃料
棒と大径ウォータロッドとを具備してなることを特徴と
する特許請求の範囲第１項記載の沸騰水型原子炉。(3) Claim 1, characterized in that the mixed fuel assembly comprises uranium fuel rods filled with uranium fuel, plutonium fuel rods filled with plutonium fuel, and large-diameter water rods. boiling water reactor.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP62128009A JPS63293493A (en) | 1987-05-27 | 1987-05-27 | Boiling water reactor |
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| JP62128009A JPS63293493A (en) | 1987-05-27 | 1987-05-27 | Boiling water reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS63293493A true JPS63293493A (en) | 1988-11-30 |
Family
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|---|---|---|---|
| JP62128009A Pending JPS63293493A (en) | 1987-05-27 | 1987-05-27 | Boiling water reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS63293493A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6233302B1 (en) * | 1996-11-15 | 2001-05-15 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Mox fuel arrangement for nuclear core |
-
1987
- 1987-05-27 JP JP62128009A patent/JPS63293493A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6233302B1 (en) * | 1996-11-15 | 2001-05-15 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Mox fuel arrangement for nuclear core |
| US6263038B1 (en) * | 1996-11-15 | 2001-07-17 | Ce Nuclear Power Llc | MOX fuel arrangement for nuclear core |
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