KR930009415B1 - 내식성 지르코늄 합금 - Google Patents

내식성 지르코늄 합금 Download PDF

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Abstract

내용 없음.

Description

내식성 지르코늄 합금
제 1 도는 지르코늄 및 수소화물 석출을 포함하는 지르코늄 합금 연료 클래딩 금속 기판상에서 산화물 ZrO2-x의 보호 장벽층을 갖는 금속 산화물 계면과, ZrO2(비보호 산화물)과 계면 형성되어 있는 H2O(증기 또는 물)를 도시한 지르코늄 합금 부식 모델의 개략도.
[발명의 배경]
[발명의 분야]
본 발명은 물 조절 원자로 코어 구조 부품과 연료 클래딩(cladding)에서 연소 기간 연장을 위한 내식성 지르코늄 합금에 관한 것으로서, 이는 다른 유사한 내식 환경에서도 유용하게 사용된다.
[종래 기술의 설명]
본 출원인의 미합중국 특허 제 4,879,093호의 연성조사 지르코늄 합금에서는 물 조절 원자로 코어 구조부품 및 연료 클래딩에의 사용을 위한 개량된 지르코늄-주석(지르코늄 합금)-니오브 또는 몰리브덴 합금이 기술되어 있다. 상기 발명에 따르면, 합금의 안정된 미세 구조가 합금 연성의 손실을 최소화시키기 때문에 55GWD/MTU 이상의 연소 기간 연장과 장기간의 원자로내 잔류 시간이 실용화된다. 개량된 연성은 핵분열 가스의 방출에 조항할 것과 소모된 연료를 안전하게 취급할 것을 요구한다. 상기 합금은 금속 상호간의 적절한 평균 석출 입자 크기와 그 본래의 알파 상구조로 인하여 적합한 내식성으로 유지된다. 그러나, 연장된 연소 기간에서의 지르코늄 합금의 원자로내 내식성의 개선은 아직도 개량의 여지가 있는 기술분야이다.
물 조절 원자로(일반적으로 PWR, BWR 및 PHWR의 용어로 사용되는)의 구조 부품과 연료 클래딩을 위하여 연장된 연소기간에서 내식성을 강화시키는데는 여러가지의 가능한 접근 방법 및 목적이 있는데 이들은 하기와 같다.
1. 물-산화물 계면(water-oxide interface)에서 흡수된 수소의 감소.
2. 일정량의 수소가 산화물에 흡수되도록 금속 기판을 향한 확산의 감속.
3. 석출을 감소시키기 위하여 금속 기판에 고수소 용해도 형성.
4. 금속 기판에 의해 흡수된 수소의 비율 감소.
5. 금속 기판의 내식성 저하를 방지하기 위하여 금속 기판의 기본 산화율 감소.
이러한 접근 방법 및 목적을 위하여 본 발명에 따른 물조절 원자로에서 사용하기 위한 내식성 지르코늄 합금에 대한 고안은 오랜 연소 기간동안 원자로내에서 지르코늄 합금의 내식성이 금속-산화물 계면에서 석출되는 수소화물의 균열로 인하여 저하된다는 사실로부터 출발되었다.
지르코늄 합금으로 제조된 원자로 코어 구조 부품과 연료 클래딩에 있어서, 금속-산화물 계면에서 수소화물 석출의 균열에 의해 촉진된 부식을 최소화하기 위하여 산화물 장벽층에 대한 보호 능력을 유지시키도록 계면에서 결합의 유지를 도와주는 합금이 고안되었다. 본 발명의 특징은 안티몬(Sb) 및 텔루륨(Te)을 거의 단상의 니오브 변형된 지르코늄 합금에 첨가하는 것이다. 이러한 첨가는 지르코늄에 의해 수소 흡수를 감소시키고 수소화물 석출도 지연시킨다. 금속-산화물 계면에서의 결합이 연소 기간동안 장시간 유지되므로써 상기 합금은 연장된 연소 기간에서 우수한 내식성을 갖는다.
PWR, BWR 및 PHWR의 연장된 연소 기간에서 원자로내의 내식성을 강화하기 위한 지르코늄 합금은 0.6중량 퍼센트, 이상의 범위에서 측정 가능한 니오브량과, 0.2 중량 퍼센트 이상의 범위에서 측정 가능한 안티몬량과. 0.2중량 퍼센트 이상의 범위에서 측정 가능한 텔루륨량과, 1.0중량 퍼센트 이상 범위의 주석과, 0.18 내지 0.24중량 퍼센트 이상 범위의 철과, 900 내지 2000ppm 범위의 산소와, 70ppm 이하인 양에서의 니켈과, 200ppm 이하인 양에서의 탄소와 잔부인 지르코늄과 미량의 불순물을 포함한다.
설정된 범위내의 지르코늄 합금 요소는 1200 내지 1800Å 범위의 크기내에서 양호하게 조절되어 석출되는 제 2 상입자를 갖는 거의 알파상의 지르코늄 합금 구조를 생성한다.
연장된 연소 기간에서 핵 연료 클래딩의 내식성 저하는, 계면에서 석출된 취성의 수소화물의 균열로 인하여 금속-산화물 계면에서의 결합 손실과 관련이 있는데 이것은 응력에 기안한 부식을 초래한다.
따라서 연장된 연소 기간에서 지르코늄 합금의 내식성은 하기 요소에 의해 강화된다.
1. 금속에 의한 수소의 흡수 감소.
2. 석출량을 감소시키기 위하여 알파상에서 수소 용해도 증가.
3. 상기 범위로 설정된 합금 성분은 거의 단상의 미세구조를 형성하는데, 이것은 a) 금속 기판 산화물 장벽층 계면에서 결합을 유지함으로써 내식성을 강화시키며, b) 취성의 거친 제 2 상입자의 결여로 인하여 부품의 가공성 및 제조성을 향상시킨다.
4. 산화물이 결합을 유지할 수 있도록 지르코늄 산화물에서도 용해 가능한 합금 요소의 첨가(산화물 상내의 제 2 상입자 석출은 그 보호 특성의 유지에 필요한 산화물 장벽층에서 상의 대형 비틀림을 유지시키는 것을 어렵게 한다).
본 발명은 상술된 대부분의 요소를 형성하는 소량의 Sb 및 Te의 첨가를 포함한다. 이러한 새로운 첨가의 효과를 논하기 전에, 이러한 첨가의 효과를 평가하는데 사용되는 제 1 도의 부식 모델에 대하여 설명하겠다.
이러한 새로운 첨가의 기본을 형성하는 연료 클래딩 부식 모델이 하기에 서술된다(제 1 도 참조). 다른 위치에서 발생하는 반응은 다음과 같다.
1. 물 산화물(증기) 계면에서 물 분자는 산소 O--및 수소 H+이온을 형성하는 2개의 전자와 산화물 격자내의 음이온의 빈 공간 □++와 반응한다.
2. 이처럼 발생된 수소 이온은 수소 분자를 형성하여 냉각제내로 충전되거나 산화물 표면상에 흡수된다.
2a. H2분자의 형성은 표면에서의 수소 흡수가 저온과 비교했을 때보다 적을 때 산화물 표면 온도가 500℃에 가까운 경우나 또는 비등 작용이 산화물 표면상에서 존재(배출)되는 경우에 강화된다.
2b. 산화물 표면에서의 수소 흡수는 a) 단상(물 또는 증기)이 2상 비등을 갖지 않는 표면상에 존재하는 경우와, b) 산화물이 산화물 표면상에서 발생기 산소의 흡수를 강화시키는 촉매 소자(니켈과 같은)를 포함하는 경우와, c) 흡수가 가능하도록 표면 온도가 500℃ 보다 훨씬 낮은 경우에 향상된다.
3. 물-산화물 계면으로부터 금속-산화물 계면까지 H+및 O--의 이동 및 □++및 e-의 대향 방향으로의 이동.
이러한 이동은 a) 산화물의 성분과, b) 산화물의 구조와, c) 산화물의 온도에 의해 영향을 받는다. 산화물의 성분은 산화물을 통하여 O--및 H+확산비를 조절한다. 질소를 함유한 산화물에 주석을 첨가하는 것은 산화물을 통해 산소의 확산을 감소시키므로써 질소 불순물을 함유한 지르코늄 합금의 내식성을 증가시킨다. 금속을 향한 수소의 높은 진입[예컨대 PWR 부식(적거나 없는 공극 분류(分溜) 및 수소 과압) 또는 압력수조 부식]에 의해 산화물층에서 산소의 분압은 이러한 조건하에서 낮아지며 지르코늄 산화물은 N형 반도체로 된다. 금속을 향한 수소의 낮은 진입[예컨대 BWR 부식(높은 공극 분류) 또는 500℃ 증기 오토클레이브 테스트(고온에 기인한 산화물 표면에서 수소의 낮은 흡수]에 의해 지르코늄 산화물은 P형 반도체로 된다. 그 결과 PWR 및 BWR 조건하에서 산화물을 통하여 O--및 H+확산상에서 소자를 합금시킨 효과는 상이하다.
외측(물 매체에 가까운) 산화물층의 구조는 안정된 화학 양론적 산화물을 가진 다공성이다. 상기 층을 통한 산소의 확산은 매우 빠르며 산화물의 상기 부분은 보호되지 못한다. 내부 "장벽"산화물층은 부화학 양론적이며 긴장되어 있고 기질 금속과 접착된다. 이것이 "보호"산화물층이다. 보호 장벽층을 통한 O--및 H+의 확산 클래딩의 부식율을 조절한다. 장벽층의 온도가 증가함에 따라 상기 층을 통한 O--및 H+의 확산이 증가되며 따라서 부식율이 증가된다.
4. 산화물 장벽층 아래에서 산소 이온을 새로운 산화물을 형성하는 지르코늄과 반응한다.
5. 장벽층을 통하여 확산된 수소 이온은 지르코늄과 반응한다. 지르코늄에서의 수소 용해도(300℃의 원자로 작동온도에서 약 80ppm으로 제한되는)를 초과한 후 지르코늄 수소화물이 석출된다.
수소는 지르코늄 합금 성분의 보다 차가운 부분을 향하여 이동하는 경향이 있다. 원자로에서 연료 클래딩상에 부여된 열 플럭스에 의하여 클래딩의 가장 차가운 부분이 산화물 장벽층과 인접하게 된다. 그 결과, 수소화물이 장벽층 아래에 모이게 된다. 이것은 부여된 열 플럭스나 등은 오토클레이브 공정이 없는 원자로 내부 부품을 위한 경우가 아니며 수소화물은 일정하게 배치된 단면을 갖는다.
지르코늄 수소화물은 427℃ 이하의 온도에서 취성의 상을 가지며 그 이상의 온도에서는 지르코늄 수소화물상은 약간의 연성을 갖는다. 따라서, 427℃ 이하의 금속 산화물 계면 온도에 있어서, 취성의 지르코늄 수소화물상은 새로이 형성된 지르코늄 산화물(Zr에서 ZrO2로의 반응이 56% 이상인)과 수소화물 균열에 의해 금속 기판상에 부여진 인장 변형율을 견디지 못한다. 이러한 ZrH2의 균열은 금속-산화물 계면에서 결합을 파괴함으로써 부식율이 증가되는 결과로 나타내는 산화물 장벽층의 "보호" 특성을 감소시킨다. 아마도 이것은 핵 산업에서의 지르코늄이란 주제로 1989년 필라델피아에서 개최되었던 제 8 차 국제 심포지움에서 엘.에프.피.반 스웜 및 씨.엠.윅켄에 의해 출판되었던 ASTM STP 1023의 3 내지 19페이지에 게재된 디.디.란닝, 에이.비.존슨 2세, 디.제이.트림블 및 에스.엠.보이드의 "N원자로 압력관의 부식 및 수소화"에서 제기되었던 이른바 "두꺼운 막"이라는 가설의 용해도 제한과 밀접한 수소 흡수를 관찰한 PWR에서 부식이 강화되는 이유 때문이다.
420℃ 이상의 금속 산화물 계면 온도에 대하여, 수소화물의 상온 연성을 가지며, 온도가 증가함으로써 산화물 장벽층에 의해 부여된 변형을 효과적으로 견딜 수 있다. 따라서, 지르코늄 수소화물의 석출은 고온에서 부식률 강화에 대한 주원인이 아니다.
오토클레이브 부식 테스트에서 관찰된 오랜 기간(300일 이상)처이 비율 또한 수소화물 석출과 관련이 있다. 그러나, 열 플럭스가 없기 때문에 수소화물 석출은 금속-산화물 계면에서 양호하게 발생되지 않는다. 금속-산화물 계면상에서 수소화물의 취성 효과를 관찰하기 위하여 관벽의 전체 단면을 오랜 오토클레이브 신간으로 충전시킬 필요가 있다.
상술의 제 1 도의 부식 모델을 사용하므로써, 각각 0.2중량 퍼센트 이상의 측정 가능한 양의 Sb 및 Te의 첨가는 지르코늄에 의해 수소 흡수를 감소시키는 것을 이해할 수 있을 것이다. 이것은 주로 산화물 표면에서 수소를 소량으로 흡수하는 것에 기인한다. 다른 성분의 촉매 특성은 원자에서 d 및 S셀의 충전에 의존한다. 전기 전자 셀 구조와 그 반촉매 특성(즉 산화물 표면에서 수소의 소량 흡수)간의 상호 관계에 따라 Sb 및 Te는 산화물 표면상에서 수소의 흡수를 감소시키기 위하여 지르코늄 산화물에 첨가될 수 있는 양호한 반촉매 소자라는 것이 결정된다. 수소를 소량으로 흡수하므로써 산화물과 교차하는 수소의 농도는 작아지게 된다. 이것은 지르코늄 합금 클래딩 재료의 수소 충전을 낮게 유도한다.
안티몬의 첨가는 지르코늄 합금에서 수소 용해도를 증가시키는 것으로 알려져 있다. 안티몬이 알파 지르코늄에서 충분한 용해도 즉 약 1.9중량 퍼센트를 갖기 때문에 안티몬을 소량 첨가하는 것이 합금의 제조성 및 내식성에 치명적인 새로운 상을 석출시키는 결과로 나타나지는 않는다. 텔루륨을 첨가하는 것은 지르코늄 산화물에서 Sb의 용해도를 증가시키기 위해서다. 5가 Sb의 이온 반경은 지르코늄보다 약 25% 정도 적다. 이러한 편차는 광범위한 고체 용해도에 대한 최대 편차보다 약 15% 정도 크다. 4가의 텔로륨 이온은 지르코늄보다 약 10% 큰 반경을 갖는다. 텔루륨 및 안티몬 양자는 지르코늄 산화물에서 두 성분의 고체 용해도에 대하여 전도성의 이온 크기 편차를 생성한다. 또한, 0.2중량 퍼센트 이상의 측정 가능한 비스무트의 첨가는 본원에 기술되어 청구된 신형 지르코늄 합금 시스템에서 안티몬이나 텔루륨과 동일한 효과를 갖는 것으로 여겨지기 때문에 합금에서 상기 성분(Sb 또는 Te)의 부분 또는 전체로 대체될 수 있다. 지르코늄-주석, 지르코늄-니오브, 지르코늄-크롬등의 이원 합금에 소량의 Te의 첨가는 360℃ 압력 수소 테스트에서 이러한 합금의 내식성을 증가시키는 효과를 갖는 것으로 알려져 있다.
Sb 및 Te의 동시 첨가는 산화물층에서 두 성분의 용해도를 증가시킨다. 산화물에서 Sn 및 Te의 증가된 용해도는 내식성을 강화시키는 등질의 단상 산화물을 유지시킨다.
다른 합금 성분의 중량 퍼센트가 PPM 및 그 첨가 목적은 하기와 같다.
0.5 내지 1.0% 주석(Sn), 합금의 내식성면에서 질소의 역효과를 제거하고 고용체의 경화를 얻게 한다.
0.5% 이상의 니오브(Nb), 금속에 의한 수소 흡수를 감소시키며 고용체 강화 및 고온 연소에서 조사 연성을 제공한다.
0.18 내지 0.24% 철(Fe), 고온 내식성.
0.70 내지 0.13% 크롬(Cr), 고온 내식성.
2000ppm 이상의 산소(O), 고용체 경화.
50 내지 200ppm 실리콘(Si), 금속에 의한 수소 흡수를 감소시킨다.
200ppm 이하의 탄소(C), 원자로내에서 부실의 성장이나 확장을 제한한다.
잔부인 지르코늄(Zr)과, 작은 중성자 단면을 갖도록 소량의 불순물.
상술된 다른 성분의 레벨을 설정할동안 지르코늄 합금을 가능한한 단상(알파상)에 가깝게 유지하려는 시도가 이루어진다. 첨가 성분 또한 지르코늄 합금에서 적절한 용해도를 갖는다. 그럼에 불구하고, 약간의 제 2 상입자가 석출된다. PWR 및 BWR 조건에서 일정하면서도 결정성의 최적의 내식성을 얻기 위하여 제 2 상입자의 크기는 1200 내지 1800Å의 범위내로 조절된다.
따라서 상술의 지르코늄 합금을 이용하므로써 물 조절 원자로에서 연장된 연소 기간을 위한 내식성이 제공된다.
합금의 중량 퍼센트 또는 ppm의 전형적인 실시예는 다음과 같다. 즉, 0.7퍼센트 주석, 0.5 퍼센트 니오브, 0.24 퍼센트 철, 0.10 퍼센트 크롬, 1800ppm 산소, 80ppm 실리콘, 35ppm 이하의 니켈, 80ppm의 탄소, 소량의 불순물 및 지르코늄 잔부등이다.

Claims (4)

  1. 물 조절 원자로 코어 구조 부품과 연료 클래딩에서 연소 기간 연장 및 유사한 부식 환경에서 사용하기 위한 내식성 지르코늄 합금에 있어서, 0.6중량 퍼센트 이상의 범위에서 측정 가능한 양의 니오브와, 0.2 중량 퍼센트 이상범위에서 측정 가능한 양의 안티몬과, 0.2 중량 퍼센트 이상의 범위에서 측정 가능한 양의 텔루륨과, 0.5 내지 1.0중량 퍼센트 범위의 주석과. 0.18 내지 0.24중량 퍼센트 범위의 철과, 0.07 내지 0.13 중량 퍼센트 범위의 크롬과, 900 내지 2000ppm 범위의 산소와, 70ppm 이하인 양의 니켈과, 200ppm 이하인 양의 탄소와, 잔부인 지르코늄 및 소량의 불순물을 포함하는 것을 특징으로 하는 내식성 지르코늄 합금.
  2. 제 1 항에 있어서, 합금 성분을 위하여 설정된 범위내의 중량 퍼센트는 약간 석출된 제 2 상입자를 갖는 거의 알파상인 지르코늄 합금 구조를 생성하는 것을 특징으로 하는 내식성 지르코늄 합금.
  3. 제 2 항에 있어서, 석출된 제 2 상입자는 1200 내지 1800Å 크기의 범위내에 있는 것을 특징으로 하는 내식성 지르코늄 합금.
  4. 제 1 항에 있어서, 상기 안티몬 또는 텔루륨의 양자 또는 어느 하나는 0.2중량 퍼센트의 범위에서 비스무트 성분으로 대체되는 것을 특징으로 하는 내식성 지르코늄 합금.
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Families Citing this family (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2664907B1 (fr) * 1990-07-17 1997-12-05 Cezus Zirconium Cie Europ Procede de fabrication d'une tole ou feuillard en zircaloy de bonne formabilite et feuillards obtenus.
US5190721A (en) * 1991-12-23 1993-03-02 General Electric Company Zirconium-bismuth-niobium alloy for nuclear fuel cladding barrier
US5244514A (en) * 1992-02-14 1993-09-14 Combustion Engineering, Inc. Creep resistant zirconium alloy
JP3215112B2 (ja) * 1992-03-13 2001-10-02 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 二層型被覆管を有する原子炉燃料棒
FR2693476B1 (fr) * 1992-07-09 1994-09-02 Cezus Co Europ Zirconium Produit extérieurement en alliage de Zr, son procédé de fabrication et son utilisation.
US5254308A (en) * 1992-12-24 1993-10-19 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with improved post-irradiation properties
EP0643144B1 (de) * 1993-03-04 1997-12-29 Vsesojuzny Nauchno-Issledovatelsky Institut Neorga Nicheskikh Materialov Imeni Akademika A.A. Bochvara, Material auf zirkonbasis, daraus hergestelltes teil für den einsatz in der aktiven zone eines atomreaktors und verfahren zur herstellung dieses teiles
US5366690A (en) * 1993-06-18 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Zirconium alloy with tin, nitrogen, and niobium additions
US5460731A (en) * 1993-07-23 1995-10-24 Aquatex Group Industrie, S.A. Method of aeration of liquids
US6005906A (en) * 1996-06-12 1999-12-21 Siemens Power Corporation Corrosion and hydride resistant nuclear fuel rod
KR100261666B1 (ko) * 1998-02-04 2000-07-15 장인순 저 부식성과 고강도를 갖는 지르코늄합금 조성물
KR100261665B1 (ko) * 1998-02-04 2000-07-15 장인순 우수한 부식저항성과 고강도를 갖는 지르코늄 합금조성물
KR100286871B1 (ko) 1998-10-21 2001-04-16 장인순 내부식성과 기계적 특성이 우수한 지르코늄합금 조성물
US6323055B1 (en) * 1998-05-27 2001-11-27 The Alta Group, Inc. Tantalum sputtering target and method of manufacture
EP0964407B1 (en) * 1998-06-12 2003-09-03 Framatome ANP, Inc. High strength zirconium alloys containing bismuth, tin and niobium
US6511556B1 (en) * 1998-06-12 2003-01-28 Siemens Power Corporation High strength zirconium alloys containing bismuth and niobium
KR100733701B1 (ko) * 2005-02-07 2007-06-28 한국원자력연구원 크립저항성이 우수한 지르코늄 합금 조성물
US8116422B2 (en) * 2005-12-29 2012-02-14 General Electric Company LWR flow channel with reduced susceptibility to deformation and control blade interference under exposure to neutron radiation and corrosion fields
SE530673C2 (sv) * 2006-08-24 2008-08-05 Westinghouse Electric Sweden Vattenreaktorbränslekapslingsrör
CN101285140B (zh) * 2008-03-24 2010-06-02 中国核动力研究设计院 用于核反应堆堆芯结构材料的锆基合金
CN101935778B (zh) * 2010-08-17 2011-12-28 苏州热工研究院有限公司 一种用于核反应堆的锆基合金及其制备方法
CN103898369A (zh) * 2012-12-27 2014-07-02 中国核动力研究设计院 一种核动力反应堆用锆合金
CN105834691A (zh) * 2016-05-05 2016-08-10 上海大学 锆合金的高通量制备方法

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2872310A (en) * 1952-12-09 1959-02-03 Harley A Wilhelm Zirconium alloy
FR2219978B1 (ko) * 1973-03-02 1976-04-30 Commissariat Energie Atomique
JPS5137398A (ko) * 1974-09-27 1976-03-29 Tokyo Daigaku
US4775508A (en) * 1985-03-08 1988-10-04 Westinghouse Electric Corp. Zirconium alloy fuel cladding resistant to PCI crack propagation
JPH076018B2 (ja) * 1986-07-29 1995-01-25 三菱マテリアル株式会社 耐食性のすぐれた原子炉燃料被覆管用Ｚｒ合金
US4863685A (en) * 1987-04-23 1989-09-05 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys
US4876064A (en) * 1987-04-23 1989-10-24 General Electric Company Corrosion resistant zirconium alloys containing bismuth
DE3863864D1 (de) * 1987-07-21 1991-08-29 Siemens Ag Brennstab fuer ein kernreaktorbrennelement.
DE3805124A1 (de) * 1988-02-18 1989-08-31 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
JPH01242747A (ja) * 1988-03-24 1989-09-27 Toshiba Corp 耐食性ジルコニウム合金
US4879093A (en) * 1988-06-10 1989-11-07 Combustion Engineering, Inc. Ductile irradiated zirconium alloy

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Publication number Publication date
KR920002810A (ko) 1992-02-28
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JPH0774408B2 (ja) 1995-08-09

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