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報告書

令和元年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2023-006, 153 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-006.pdf:5.74MB

原子力科学研究所(原科研)は、従来からの部署である保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部に加えて、組織再編によって加わった先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、原子力エネルギー基盤連携センター及び物質科学研究センターで構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、研究技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成31年度・令和元年度の原科研の活動(各センターでの研究開発活動を除く)、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

バックエンド技術部年報(2021年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2023-001, 136 Pages, 2023/06

JAEA-Review-2023-001.pdf:10.65MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2021年度(2021年4月1日から2022年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2021年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約206m$$^{3}$$、不燃性固体廃棄物が約155m$$^{3}$$、液体廃棄物が約113m$$^{3}$$(希釈処理約81m$$^{3}$$を含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で760本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2021年度末の累積保管体数は2020年度から3,777本減の126,827本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去等を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。

報告書

バックエンド技術部年報(2020年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2022-001, 112 Pages, 2022/06

JAEA-Review-2022-001.pdf:6.51MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2020年度(2020年4月1日から2021年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2020年度の放射性廃棄物の処理実績は、可燃性固体廃棄物が約267m$$^{3}$$、不燃性固体廃棄物が約233m$$^{3}$$、液体廃棄物が約78m$$^{3}$$(希釈処理約57m$$^{3}$$を含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で1,448本であった。公益社団法人日本アイソトープ協会への保管体の返還作業及び保管廃棄していた廃棄物の減容処理を行うことにより、保管体数の削減に取り組んだ結果、最終的に2020年度末の累積保管体数は2019年度から381本増の130,604本となった。保管廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、本格運用を継続して実施した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟、液体処理場、圧縮処理建家及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。

報告書

平成30年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-072, 141 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-072.pdf:7.14MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器技術部、臨界ホット試験技術部、バックエンド技術部の6部及び計画管理部で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成30年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする廃炉国際共同研究センター、安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成29年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究部門 原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-067, 135 Pages, 2022/03

JAEA-Review-2021-067.pdf:7.31MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成29年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

平成27年度・28年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2021-006, 248 Pages, 2021/12

JAEA-Review-2021-006.pdf:7.17MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部、放射線管理部、工務技術部、研究炉加速器管理部、福島技術開発試験部、バックエンド技術部の6部及び計画管理室で構成され、各部署は、中長期計画の達成に向け、施設管理、技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成27年度及び平成28年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター、先端基礎研究センター、原子力基礎工学研究センター、物質科学研究センター(平成27年度: 量子ビーム応用研究センター)、原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

バックエンド技術部年報(2019年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2021-002, 105 Pages, 2021/05

JAEA-Review-2021-002.pdf:9.68MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2019年度(2019年4月1日から2020年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理・管理、施設の廃止措置に関する業務、これらに関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。2019年度の放射性廃棄物の処理実績は、不燃性固体廃棄物が約323m$$^{3}$$、液体廃棄物が約111m$$^{3}$$(希釈処理約14m$$^{3}$$を含む)であった。新たな保管体の発生数は、200Lドラム缶換算で2,588本であったが、日本アイソトープ協会への保管体の返却と保管廃棄をしていた廃棄物の減容処理に伴い保管体本数が減少したこともあり、2019年度末の累積保管体数は130,223本となった。保管体廃棄施設・Lの保管体健全性確認作業は、半年間の試運用を経て本格運用を開始した。また、放射性廃棄物処理場が新規制基準に適合していることの確認を受けるため、設計及び工事方法の認可申請を原子力規制庁に対し、順次、実施した。廃止措置に関しては、再処理特別研究棟,液体処理場,汚染除去場及び核融合炉物理実験棟(FNS)において、機器の撤去を実施した。バックエンドに関連する研究・技術開発においては、廃棄物放射能評価法の構築に向けて、採取した廃棄物試料の放射能分析を実施した。また福島第一原子力発電所事故に伴い発生した除去土壌の埋立処分に関する実証事業について、埋立完了後のモニタリングを継続した。

報告書

バックエンド技術部年報(2018年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2020-012, 103 Pages, 2020/08

JAEA-Review-2020-012.pdf:8.17MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2018年度(2018年4月1日から2019年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

バックエンド技術部年報(2017年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2019-011, 91 Pages, 2019/10

JAEA-Review-2019-011.pdf:5.25MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2017年度(2017年4月1日から2018年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

報告書

平成25年度・26年度原子力科学研究所年報

原子力科学研究所

JAEA-Review 2018-036, 216 Pages, 2019/03

JAEA-Review-2018-036.pdf:19.22MB

原子力科学研究所(原科研)は、保安管理部, 放射線管理部, 工務技術部, 研究炉加速器管理部, 福島技術開発試験部, バックエンド技術部の6部、原科研福島技術開発特別グループ(平成25年度)及び計画管理室で構成され、各部署は、中期計画の達成に向け、施設管理, 技術開発などを行っている。本報告書は、今後の研究開発や事業推進に資するため、平成25年度及び平成26年度の原科研の活動、並びに原科研を拠点とする安全研究センター, 先端基礎研究センター, 原子力基礎工学研究センター(平成25年度: 原子力基礎工学研究部門), 量子ビーム応用研究センター(平成25年度: 量子ビーム応用研究部門), 原子力人材育成センターなどが原科研の諸施設を利用して実施した、研究開発及び原子力人材育成活動の実績を記録したものである。

報告書

バックエンド技術部年報(2016年度)

バックエンド技術部

JAEA-Review 2018-008, 87 Pages, 2018/07

JAEA-Review-2018-008.pdf:2.67MB

本報告書は、日本原子力研究開発機構原子力科学研究部門原子力科学研究所バックエンド技術部における2016年度(2016年4月1日から2017年3月31日まで)の活動をまとめたものであり、所掌する施設の運転・管理、放射性廃棄物の処理と管理、施設の廃止措置に関する業務、関連する技術開発及び研究成果の概要を取りまとめた。

論文

Shielding performance of newly developed boron-loaded concrete for DT neutrons

佐藤 聡*; 今野 力; 中島 宏; 塩永 亮介*; 野瀬 裕之*; 伊藤 祐二*; 橋本 博英*

Journal of Nuclear Science and Technology, 55(4), p.410 - 417, 2018/04

 被引用回数:1 パーセンタイル:11.6(Nuclear Science & Technology)

中性子遮蔽性能の向上を目的に、ホウ素を重量濃度で10%以上含有するボロンコンクリートを新たに開発した。原子力機構FNSのDT中性子源と新たに開発したボロン含有コンクリートを用いて中性子遮蔽実験を実施し、$$^{93}$$Nb(n,2n)$$^{92m}$$Nb及び$$^{197}$$Au(n,$$gamma$$)$$^{198}$$Au反応の反応率を測定した。この実験の解析をMCNP及びFENDL-2.1を用いて行った。計算値は実験値とよく一致し、ボロン含有コンクリートの原子組成データとその核データの精度は非常に良いことを確認した。加えて、ボロン含有コンクリート及びその他のコンクリート中の実効線量率及び$$^{59}$$Co(n,$$gamma$$)$$^{60}$$Co及び$$^{151}$$Eu(n,$$gamma$$)$$^{152}$$Eu反応の反応率を計算した。今回開発したボロン含有コンクリートは、他のコンクリートと比べ、DT中性子に対し非常に良い遮蔽性能を有していることがわかった。

論文

Benchmark experiment on copper with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 124, p.1161 - 1164, 2017/11

 被引用回数:2 パーセンタイル:19.91(Nuclear Science & Technology)

磁場閉じ込め式核融合炉システムの超伝導コイルやIFMIF加速器中性子源でよく使われる銅の核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施したが、閾反応以外の結果で計算値が実験値を大きく過小評価しており、共鳴領域で銅核データの弾性散乱、捕獲反応断面積に問題がある可能性を指摘した。そこでグラファイト付銅実験体系を提案し、低エネルギー成分を増やした入射中性子場を設けて新ベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。しかし、未だに低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率は計算値が実験値を大幅に過小評価した。銅核データの詳細検討より、前回試験的に作成した修正核データを用いることでこの過小評価の解消できることを明らかにした。この結果で低エネルギー中性子成分が多い中性子場でもこの断面積の修正の妥当性を確認できた。

論文

Lead benchmark experiment with DT neutrons at JAEA/FNS

権 セロム*; 太田 雅之*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Science and Technology, 72(3), p.362 - 367, 2017/10

 被引用回数:4 パーセンタイル:44.94(Nuclear Science & Technology)

鉛は核融合炉システムで中性子増倍、トリチウム増殖及び冷却材の候補材料である。更に$$gamma$$線の遮蔽材でもあり、IFMIF加速器中性子源ではビームダンプ、機器の遮蔽への使用が期待されている。7年前に鉛の核データベンチマーク実験を原子力機構のDT中性子源FNSで実施したが、低エネルギー中性子に感度を有する反応の結果に実験室壁等の散乱によるバックグランド中性子の影響が含まれていた。そこでバッググランド中性子を吸収する酸化リチウムで囲んだ鉛実験体系で新たなベンチマーク実験を実施した。放射化箔を用いて反応率を測定し、この実験解析をMCNPコード、最新の核データライブラリーを用いて行った。7年前に測定できなかった低エネルギー中性子に感度を有する反応の反応率の測定には成功したものの、全ての反応率結果で鉛体系表面からの距離とともにどの核データライブラリーを用いた計算値も実験値を過小評価する傾向が見られた。鉛核データの詳細検討により計算値の過小評価原因として考えられる核データ間の差を指摘した。

論文

Benchmark experiment on molybdenum with graphite by using DT neutrons at JAEA/FNS

太田 雅之*; 権 セロム*; 佐藤 聡*; 今野 力; 落合 謙太郎*

Fusion Engineering and Design, 114, p.127 - 130, 2017/01

 被引用回数:0 パーセンタイル:0.01(Nuclear Science & Technology)

日本が検討している核融合中性子源のターゲットシステム構造材料として用いられる予定のSUS316Lには、数%のモリブデンが含まれている。以前モリブデンの核データベンチマーク実験を原子力機構の核融合DT中性子源FNSで実施し、数100eV以上のエネルギー領域における問題点を指摘してきた。今回さらに、グラファイトで囲んだ新たな実験体系を提案し、より低エネルギーまで検証可能なベンチマーク実験を実施した。放射化箔と小型核分裂計数管を用いて反応率と核分裂を測定し、モンテカルロ計算コードMCNPと最新の核データライブラリーを用いた計算と比較を行い、$$^{95}$$Moの45eV付近の共鳴のテール部分の(n,$$gamma$$)断面積を過小評価している可能性を示した。

論文

New integral experiments for a variety of fusion reactor materials with DT neutron source at JAEA/FNS

佐藤 聡*; 権 セロム*; 太田 雅之*; 落合 謙太郎*; 今野 力

Proceedings of 26th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2016) (CD-ROM), 8 Pages, 2016/10

約20年前に核融合炉材料の核データライブラリーの検証を目的として、JAEA/FNSのDT中性子源を用いてタングステン, バナジウム 銅の積分実験を行い、低エネルギー中性子に感度を有する測定値を計算値が大きく過小評価することを報告した。この計算の過小評価の原因として実験室の壁からの散乱中性子が考えられたため、今回、散乱中性子を吸収する酸化リチウムでこれらの体系の周りを囲んだ実験体系を用いて新たな積分実験を行った。また、モリブデンとチタンについても同様の積分実験を行った。これらの実験の解析をMCNP5-1.40とENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて行った。その結果、以前のタングステン, バナジウム積分実験において見られた計算の過小評価は今回大幅に改善し、タングステンとバナジウムの核データに問題がないことがわかった。一方、銅積分実験での計算の過小評価はあまり改善されず、モリブデン, チタン積分実験でも計算値と実験値の一致は悪かった。核データの部分的変更も含む詳細な実験解析を行い、銅, モリブデン, チタンの核データの問題点を明らかにした。

論文

SrBPO$$_{5}$$:Eu$$^{2+}$$ storage phosphors for wide-range neutron detection

坂佐井 馨; 藤 健太郎; 中村 龍也; 落合 謙太郎; 今野 力

Proceedings of 2014 IEEE Nuclear Science Symposium and Medical Imaging Conference; 21st International Symposium on Room-Temperature Semiconductor X-ray and $$gamma$$-ray detectors (NSS/MIC 2014), Vol.3 , p.1834 - 1839, 2016/05

SrBPO$$_{5}$$:Eu$$^{2+}$$輝尽性蛍光体を広領域の中性子検出に応用するため、本輝尽性蛍光体にLi$$_{2}$$B$$_{4}$$O$$_{7}$$とポリエチレンを混合したサンプルを製作し、FNSにて14MeV中性子照射実験を行ったところ、ポリエチレンを含まない場合が最も輝尽性蛍光強度が大きくなり、モンテカルロ計算及び理論式によるエネルギー付与計算結果と一致した。これは、本サンプルのような酸素原子の割合が高い媒体においては、高速中性子照射の場合、高速中性子と酸素の反応O(n,$$alpha$$)等によるアルファ粒子のエネルギー付与が大きくなるためであることがわかった。また、低速・中速中性子エネルギー範囲においては、$$^{10}$$B(n,$$alpha$$)や$$^{6}$$Li(n,$$alpha$$)の中性子捕獲反応がエネルギー付与に支配的であることがわかった。さらに相対論による$$^{7}$$Li粒子やアルファ粒子の付与エネルギーは高速中性子との反応の場合、一定の値ではなく、ある幅を持った一様分布になるが、高いエネルギー中性子との反応の場合、アルファ粒子や$$^{7}$$Li粒子がサンプルから飛び出してその全エネルギーを付与しない場合が多くなることもわかった。

論文

Effect of neutron energy and fluence on deuterium retention behaviour in neutron irradiated tungsten

藤田 啓恵*; 湯山 健太*; Li, X.*; 波多野 雄治*; 外山 健*; 太田 雅之; 落合 謙太郎; 吉田 直亮*; 近田 拓未*; 大矢 恭久*

Physica Scripta, 2016(T167), p.014068_1 - 014068_5, 2016/02

 被引用回数:30 パーセンタイル:82.55(Physics, Multidisciplinary)

この研究では、鉄イオン(Fe$$^{2+}$$)照射W試料、核分裂反応より発生した中性子を照射したW試料、D-T核融合反応から生成した14MeV中性子照射されたW試料を用い、それらに重水素イオン(D$$_{2}^{+}$$)を照射し、昇温脱離法(TDS)で重水素滞留挙動を評価した。さらに、シミュレーションにより、得られたTDSスペクトルからW中の重水素捕捉サイトの捕捉エネルギーを評価した。実験結果より、Fe$$^{2+}$$照射試料では欠陥が表面付近の浅い領域に集中することが確認された。また照射損傷量増加に伴い原子空孔やボイドが増加し、ボイドがより安定なD捕捉サイトであることが示唆された。核分裂反応中性子照射試料は、Dは主に表面吸着または転位ループによる捕捉により試料中に滞留することがわかった。しかし低損傷量のため、原子空孔やボイドの形成は見られなかった。一方、核融合反応中性子照射試料は他の試料と比較して低損傷量にも関わらず、原子空孔及び原子空孔集合体の形成が示唆された。以上から、照射欠陥の形成及びD滞留挙動は中性子の照射エネルギーに大きく影響を受けることがわかった。

論文

Integral test of international reactor dosimetry and fusion file on graphite assembly with DT neutron at JAEA/FNS

太田 雅之; 佐藤 聡; 落合 謙太郎; 今野 力

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1847 - 1850, 2015/10

 被引用回数:2 パーセンタイル:17.75(Nuclear Science & Technology)

最近、国際原子炉核融合ドシメトリファイル1.0(IRDFF 1.0)がIAEAから公開された。IRDFF 1.0の妥当性を検討するため、IAEAは新しい協力研究計画(CRP)を開始した。本CRPのもとに、我々は、原子力機構FNSのDT中性子源を用いて、疑似円筒のグラファイト体系での積分実験を行った。等価半径31.4cmで厚さ61cmのグラファイト体系をDT中性子源から約20cmの位置に設置した。IRDFF 1.0のドシメトリ反応に対する多くの箔を、体系の中心軸上のグラファイトブロックの隙間に貼り付けた。DT中性子の照射後、ドシメトリ反応の反応率を箔放射化法により測定した。この実験を、実験体系および中性子源を詳細にモデル化して、モンテカルロ計算コードMCNP5-1.40と最近の核データライブラリーENDF/B-VII.1, JEFF-3.2, JENDL-4.0を用いて解析した。IRDFF 1.0をドシメトリ反応の応答関数として用いて計算した反応率と、実験から求めた反応率を比較した。さらに、JENDL Dosimetry File 99を用いて求めた反応率とも比較を行った。IRDFF 1.0を用いた計算結果は実験値との良い一致を示した。

論文

SPECT imaging of mice with $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceuticals obtained from $$^{99}$$Mo produced by $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo and fission of $$^{235}$$U

橋本 和幸; 永井 泰樹; 川端 方子; 佐藤 望*; 初川 雄一; 佐伯 秀也; 本石 章司*; 太田 雅之; 今野 力; 落合 謙太郎; et al.

Journal of the Physical Society of Japan, 84(4), p.043202_1 - 043202_4, 2015/04

 被引用回数:7 パーセンタイル:53.16(Physics, Multidisciplinary)

The distribution of $$^{99m}$$Tc-radiopharmaceutical in mouse was obtained with SPECT for the first time using $$^{99m}$$Tc, which was separated by thermochromatography from $$^{99}$$Mo produced via the $$^{100}$$Mo(n,2n)$$^{99}$$Mo reaction with accelerator neutrons. The SPECT image was comparable with that obtained from a fission product $$^{99}$$Mo. Radionuclidic purity and radiochemical purity of the separated $$^{99m}$$Tc and its aluminum concentration met the United States Pharmacopeia regulatory requirements for $$^{99m}$$Tc from the fission product $$^{99}$$Mo. These results provide important evidence that $$^{99m}$$Tc radiopharmaceutical formulated using the $$(n,2n)$$ $$^{99}$$Mo can be a promising substitute for the fission product $$^{99}$$Mo. A current and forthcoming problem to ensure a reliable and constant supply of $$^{99}$$Mo in Japan can be partially mitigated.

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