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論文

Dependence of pedestal structure on collisionality at fixed beta in JT-60U

浦野 創; 相羽 信行; 神谷 健作; 鎌田 裕; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 56(1), p.016005_1 - 016005_8, 2016/01

 被引用回数:3 パーセンタイル:62.22(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマクにおける周辺ペデスタル構造は炉心プラズマ全体の閉じ込めや核融合炉の出力に対する境界条件となるため適切な予測とその制御が求められる。これまでに周辺プラズマにおける無次元量による周辺ペデスタル幅の定量化が行われてきており、周辺ペデスタル幅は規格化ポロイダルベータ値の平方根に比例することが知られている。しかし、この無次元量による評価は衝突周波数やプラズマ形状を固定した実験下で行われているため、特に衝突周波数による効果は未だよく分かっていなかった。そこで本研究ではJT-60Uにおいて衝突周波数スキャン実験を実施し、周辺ペデスタル幅の衝突周波数依存性を調べた。衝突周波数を0.04から0.2まで変化させたところ、周辺部で中間域モード数のピーリング=バルーニングモードが不安定化する一方で、周辺ペデスタル幅に大きな差異が見られなかった。しかし、さらに衝突周波数を0.2以上に上げた実験では、周辺ペデスタル幅の増大が観測されており、これは高モード数域のバルーニングモードが不安定化を伴っており、MHD不安定性の発生領域がペデスタル構造に寄与しているという重要な知見を得た。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,52

篠原 孝司; 林 伸彦; 諫山 明彦; 宮戸 直亮; 浦野 創; 相羽 信行

プラズマ・核融合学会誌, 91(12), p.797 - 800, 2015/12

2015年秋季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する5グループの会合が各グループ独立に開催された。「高エネルギー粒子物理」はウィーン(オーストリア)で開催し日本からは4名の参加があった。「統合運転シナリオ」は合肥(中国)で開催し日本からは2名の参加があった。「MHD安定性」はナポリ(イタリア)で開催し日本からは1名の参加があった。「輸送と閉じ込め物理」および「ペデスタル物理」はガルヒング(ドイツ)で開催し日本からは輸送3名(内TV会議参加2名)、ペデスタル3名の参加があった。それぞれ、各極の関係者と国際装置間比較実験やITERの物理に関する今後の課題、及び各グループの活動計画の議論が行われた。これらの会合の概要をまとめて報告する。なお、次回会合は2016年の春季に各グループ独立に開催する予定である。

論文

Development of operation scenarios for plasma breakdown and current ramp-up phases in JT-60SA tokamak

浦野 創; 藤田 隆明*; 井手 俊介; 宮田 良明; 松永 剛; 松川 誠

Fusion Engineering and Design, 100, p.345 - 356, 2015/11

 被引用回数:3 パーセンタイル:53.75(Nuclear Science & Technology)

JT-60SAにおけるプラズマ着火及び電流立ち上げシナリオを開発した。真空容器や安定化板等の容器内導体構造物に発生する渦電流はプラズマ着火直後のプラズマ電流値($$sim600$$kA)程度にまで増加し、誤差磁場を強める働きをする。100%及び50%の初期励磁において着火条件を満足するシナリオを作成した。プラズマ位置制御のためには垂直磁場を生成する必要があるが、初期プラズマでは渦電流による逆方向の垂直磁場が大きいため、これを打ち消すための外側コイル電流の最適化を行った。プラズマ電流と鎖交磁束で決まるダイバータ配位への移行条件を検討し、初期励磁から着火、電流立ち上げ、ダイバータ移行をスムーズにつなぐ運転シナリオを作成した。

論文

In-vessel coils for magnetic error field correction in JT-60SA

松永 剛; 武智 学; 櫻井 真治; 鈴木 康浩*; 井手 俊介; 浦野 創

Fusion Engineering and Design, 98-99, p.1113 - 1117, 2015/10

 被引用回数:8 パーセンタイル:18.76(Nuclear Science & Technology)

JT-60SA is designed and under construction as fully superconducting tokamak under a combined project of the ITER satellite tokamak program of EU-JA (Broader Approach Activities) and the Japanese national program. One of the main purposes of JT-60SA is the steady-state high-beta operation above the ideal no-wall beta limit. To achieve this, we have designed in-vessel coils, thus error filed correction coils (EFCCs) for a correction of magnetic error fields that affect plasma initiation and induce magnetic island locking. We will report the design of the EFCC in JT-60SA from an engineering and a physics points of view.

論文

Effects of toroidal rotation shear and magnetic shear on thermal and particle transport in plasmas with electron cyclotron heating on JT-60U

吉田 麻衣子; 本多 充; 成田 絵美*; 林 伸彦; 浦野 創; 仲田 資季; 宮戸 直亮; 竹永 秀信; 井手 俊介; 鎌田 裕

Nuclear Fusion, 55(7), p.073014_1 - 073014_9, 2015/07

 被引用回数:10 パーセンタイル:28.84(Physics, Fluids & Plasmas)

多くのトカマク装置では電子サイクロトロン加熱(ECH)時に熱や粒子の輸送が増大することが観測されており、ITERではECHを伴う運転シナリオの開発にとって重要な課題となっている。この課題を解決するために、JT-60Uの正磁気シアHモード放電、内部輸送障壁を伴う弱磁気シア放電と負磁気シア放電において、ECH印加時に熱及び粒子輸送が増加しない条件を調査した。その結果、トロイダル回転シアが負の大きい値をとる条件では、電子サイクロトロン加熱時のイオン熱輸送の上昇が抑えられることが分かった。この条件は、イオン温度対電子温度の比や、電子加熱パワーに寄らないことを明らかにした。磁気シアが負の値をとる条件では、その値の大きさに寄らず、電子熱輸送と粒子輸送が増加しないことが分かった。これらの結果は、ITERでのECH加熱シナリオの開発や電子加熱が主体となるITER及び原型炉でのプラズマ輸送特性の予知に重要な知見を与える。

論文

Integrated modelling of toroidal rotation with the 3D non-local drift-kinetic code and boundary models for JT-60U analyses and predictive simulations

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.

Nuclear Fusion, 55(7), p.073033_1 - 073033_11, 2015/07

 被引用回数:5 パーセンタイル:55.24(Physics, Fluids & Plasmas)

The integrated simulation framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field $$E_r$$ and the resultant toroidal rotation $$V_phi$$ together with the scrape-off-layer(SOL)-physics based boundary model. The coupling of three codes, the 1.5D transport code, TOPICS, the 3D equilibrium code, VMEC and the 3D $$delta f$$ drift-kinetic equation solver, FORTEC-3D, makes it possible to calculate the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. Analyses reveal that the NTV significantly influences $$V_phi$$ in JT-60U and $$E_r$$ holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the $$V_phi$$ profile to the boundary rotation necessitates a boundary condition modelling for toroidal momentum. Owing to the high-resolution measurement system in JT-60U, the $$E_r$$ gradient is found to be virtually zero at the separatrix regardless of toroidal rotation velocities. Focusing on $$E_r$$, the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code D5PM. This modelling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.

論文

Assessment of the accuracy of plasma shape reconstruction by the Cauchy condition surface method in JT-60SA

宮田 良明; 鈴木 隆博; 武智 学; 浦野 創; 井手 俊介

Review of Scientific Instruments, 86(7), p.073511_1 - 073511_13, 2015/07

 被引用回数:2 パーセンタイル:79.6(Instruments & Instrumentation)

トカマク装置における安定したプラズマ平衡制御のためには正確にプラズマ境界を決定する必要がある。コーシー条件面(CCS)法はプラズマ外部に置かれた磁気計測器から、コーシー条件を持つ仮想面外部の磁束分布を計算し、プラズマ境界を再構築する数学的手法である。JT-60SAにおいて、プラズマ形状再構築誤差が最小となる最適なCCSの形状や未知数の数は、プラズマの大きさに比例することが分かり、この条件を用いることでプラズマ形状再構築精度が大幅に改善した。JT-60SAにおけるCCS法を用いたプラズマ形状再構築精度の評価を報告する。

論文

Advance in integrated modelling towards prediction and control of JT-60SA plasmas

林 伸彦; 本多 充; 白石 淳也; 宮田 良明; 若月 琢馬; 星野 一生; 藤間 光徳; 鈴木 隆博; 浦野 創; 清水 勝宏; et al.

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.145_1 - P5.145_4, 2015/06

Towards prediction and control of JT-60SA plasmas, we are developing codes/models which can describe physics/engineering factors, and integrating them to one code TOPICS. Physics modelling: Coupling with MINERVA/RWMaC code showed that MHD equilibrium variation by centrifugal force largely affects RWM stability and the toroidal rotation shear stabilizes RWM. Coupling with OFMC code for NB torques, 3D MHD equilibrium code VMEC and drift-kinetic code FORTEC-3D for NTV torque, and toroidal momentum boundary model, predicted the core rotation of $$sim$$2% of Alfv$'e$n speed for a ITER hydrogen L-mode plasma. Coupling with core impurity transport code IMPACT showed the accumulation of Ar seeded to reduce the divertor heat load is so mild that plasma performance can be recovered by additional heating in JT-60SA steady-state (SS) scenario. Simulations coupled with MARG2D code showed that plasma current can be ramped-up to reach $$beta_N ge$$3 with MHD modes stabilized by ideal wall and with no additional flux consumption of central solenoid in JT-60SA. Engineering modelling: Coupling with integrated real-time controller showed that simultaneous control of $$beta_N$$ and $$V_{loop}$$ is possible at $$beta_N ge$$4 in JT-60SA SS scenarios. MHD equilibrium control simulator MECS demonstrated equilibrium control during heating phase and collapse induced events within power supply capability of PF coils in JT-60SA.

論文

Dependence of pedestal structure on collisionality in JT-60U

浦野 創; 相羽 信行; 神谷 健作; 鎌田 裕; JT-60チーム

Europhysics Conference Abstracts (Internet), 39E, p.P5.146_1 - P5.146_4, 2015/06

トカマクにおける周辺ペデスタル構造は炉心プラズマ全体の閉じ込めや核融合炉の出力に対する境界条件となるため適切な予測とその制御が求められる。これまでに周辺プラズマにおける無次元量による周辺ペデスタル幅の定量化が行われてきており、周辺ペデスタル幅は規格化ポロイダルベータ値の平方根に比例することが知られている。しかし、この無次元量による評価は衝突周波数やプラズマ形状を固定した実験下で行われているため、特に衝突周波数による効果は未だよく分かっていなかった。そこで本研究ではJT-60Uにおいて衝突周波数スキャン実験を実施し、周辺ペデスタル幅の衝突周波数依存性を調べた。衝突周波数を0.04から0.2まで変化させたところ、peeling-ballooningモードで発生したELM周波数の増大及びELMエネルギーパルスの低下が観測された一方で、周辺ペデスタル幅に大きな差異が見られなかった。しかし、さらに衝突周波数を上げた実験では、周辺ペデスタル幅の増大が観測されており、これはinfinite-n ballooningモードでELMが発生しており、MHD不安定性の発生領域がペデスタル構造に寄与しているという重要な知見を得た。

論文

Roles of argon seeding in energy confinement and pedestal structure in JT-60U

浦野 創; 仲田 資季; 相羽 信行; 久保 博孝; 本多 充; 林 伸彦; 吉田 麻衣子; 鎌田 裕; JT-60チーム

Nuclear Fusion, 55(3), p.033010_1 - 033010_9, 2015/03

 被引用回数:13 パーセンタイル:19.51(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60UにおけるHモードプラズマへのアルゴン入射効果を調べた。従来のHモードでは密度の増加とともに閉じ込め性能は低下するが、アルゴン入射によって閉じ込め劣化を回避することができる。特に高密度領域ではアルゴン入射によって電子密度分布は中心ピーク型となり、周辺及びコア部の温度が上昇する。アルゴン入射時にはELM周波数が大きく低減するが、これは主プラズマ領域での放射損失の増大によりセパラトリクスを通過するパワーが減少するためである。アルゴン入射による周辺プラズマ圧力自体の増加は小さいことが分かった。

論文

Progress at JET in integrating ITER-relevant core and edge plasmas within the constraints of an ITER-like wall

Giroud, C.*; Jachmich, S.*; Jacquet, P.*; J$"a$rvinen, A.*; Lerche, E.*; Rimini, F.*; Aho-Mantila, L.*; 相羽 信行; Balboa, I.*; Belo, P.*; et al.

Plasma Physics and Controlled Fusion, 57(3), p.035004_1 - 035004_20, 2015/03

 被引用回数:37 パーセンタイル:1.74(Physics, Fluids & Plasmas)

ITER-like wall導入後のJET装置における、ITER標準シナリオに相当するプラズマを実現するための研究の進展について報告する。2.5MAの高三角度ELMy H-modeプラズマに対して重水素ガスおよび窒素ガスを供給する実験を、2つの異なるダイバータ条件下で行った。その結果、窒素ガスの供給によりダイバータへの熱負荷が低減されたことを報告する。また、三角度の向上によるペデスタル領域のエネルギー閉じ込め性能およびペデスタル圧力の向上について調べた。その結果、窒素ガスの供給の有無にかかわらず、高三角度によってペデスタルのELM安定性が改善され、それにより閉じ込め性能およびペデスタル圧力が向上することを示した。

論文

Gyrokinetic analyses of core heat transport in JT-60U plasmas with different toroidal rotation direction

成田 絵美*; 本多 充; 林 伸彦; 浦野 創; 井手 俊介; 福田 武司*

Plasma and Fusion Research (Internet), 10, p.1403019_1 - 1403019_11, 2015/03

The internal transport barriers (ITBs) formed in the tokamak plasmas with the weak magnetic shear and the weak radial electric field shear are often observed and the pressure gradient at the ITB is not very steep. In such plasmas the electron temperature ITB is steeper for co toroidal rotation cases than that for counter rotation cases. Clarifying the relationship between the rotation direction and heat transport in the ITB region, dominant instabilities are examined by the flux-tube gyrokinetic code GS2 to show that the linear growth rates $$gamma$$ for the co and counter rotation cases are comparable in magnitude, but the counter case shows the more trapped electron mode like frequency. The ratio of the electron heat diffusivity to the ion's is higher for the counter-rotation case. The difference in the ratio between the two cases agrees with the experiment. Investigating the flow shear effect on $$gamma$$ reveals that its effect is not so large as to change the aforementioned tendency.

論文

トカマク装置におけるタングステンダイバータ実験

浦野 創

プラズマ・核融合学会誌, 91(3), p.183 - 190, 2015/03

ITERでは初期運転時からダイバータにタングステン材を導入することが決定した。これを受けて近年ではタングステンダイバータ状況下でのプラズマ運転に関する研究が活発に行われており、本記事はこれについて解説したものである。タングステンダイバータのトカマク装置では、高Z不純物に対するスクリーニング効果及びダイバータデタッチ状態を得るために従来よりも高密度運転が要求される他、混入したタングステンが炉心プラズマの様々な物理的性質に影響を与える。特にHモード遷移パワー、Hモード閉じ込め性能、Heプラズマ運転、ディスラプション等は、安全かつ安定に高い閉じ込め性能を維持した運転を行う上で、高Z不純物による影響が懸念される。これらの多くの問題はプラズマ中の高Z不純物蓄積によって起こるため、高Z不純物の輸送過程を理解し、中心部局所加熱やELMペースメーキングによる適切な不純物制御手法を確立することが重要となっている。

論文

コーシー条件面(CCS)法によるプラズマ位置形状再構築

栗原 研一; 板垣 正文*; 宮田 良明; 中村 一男*; 浦野 創

プラズマ・核融合学会誌, 91(1), p.10 - 47, 2015/01

磁場閉じ込め方式におけるプラズマ位置形状の実時間制御及び平衡状態の診断は、MHD不安定性等によるプラズマの急激な変化に素早く対応し、適切な位置及び形状を維持した安全な運転やダイバータ部におけるストライクポイントの適切な制御、さらには電子サイクロトロン加熱等の共鳴位置を正確に定めるために非常に重要な課題である。コーシー条件面(CCS)を用いた境界積分方程式の解析解に基礎を置く解法(=「コーシー条件面法」。以降、CCS法と略す。)は、コイル電流、磁気センサー信号から直接位置形状を高速かつ高精度で導出する画期的な制御手法として注目を集めている。特に近年ではトカマクだけでなく、ヘリカル、逆転磁場ピンチ、球状トカマクでの応用例が示され、磁場閉じ込め核融合分野において幅広く応用されている。そこでまず、プラズマ位置形状同定の重要性とそのための逆問題としてのCCS法について、理論的背景、従来の方法との違い、利点について具体例を示しながら概説する。次に、各閉じ込め方式におけるプラズマ位置形状同定の応用例を紹介し、最後に、CCS法に関連するプラズマ位置形状同定における今後の課題を述べる。

論文

Boundary condition for toroidal plasma flow imposed at the separatrix in high confinement JT-60U plasmas with edge localized modes and the physics process in pedestal structure formation

神谷 健作; 本多 充; 浦野 創; 吉田 麻衣子; 鎌田 裕; 伊藤 公孝*; JT-60チーム

Physics of Plasmas, 21(12), p.122517_1 - 122517_8, 2014/12

 被引用回数:11 パーセンタイル:34.79(Physics, Fluids & Plasmas)

JT-60Uトカマク装置において、セパラトリックスを含むプラズマ周辺部における完全電離炭素イオンプラズマのトロイダル流をモジュレーション荷電交換分光(MCXRS)計測器を用いて高精度かつ高空間及び高時間分解能で評価した。ELMy Hモードプラズマのセパラトリックス位置におけるトロイダル回転速度は零では無く外部運動量入射方向依存性が存在するが(co-NBIで-8km/s、ctr-NBIで-19km/s)、ELMによっては大きく影響は受けないことが明らかになった。また観測された有限値の境界トロイダル回転速度はセパラトリックス近傍における高速イオンのリップル損失に起因すると考えられる負の径電場と相関があり、そのシア構造は数100kV/m$$^{2}$$以下の非常に弱い正のシア構造をもつことが分かった。トロイダル回転及び径電場のペデスタル構造構造形成過程の理解の進展についても議論する。

論文

ITPA(国際トカマク物理活動)会合報告,47

諫山 明彦; 浦野 創; 宮戸 直亮; 井手 俊介; 朝倉 伸幸; 篠原 孝司

プラズマ・核融合学会誌, 90(12), p.830 - 833, 2014/12

2014年の秋季に国際トカマク物理活動(ITPA)に関する6つの会合(「ペデスタル物理」、「輸送と閉じ込め物理」、「統合運転シナリオ」、「スクレイプオフ層およびダイバータ物理」、「高エネルギー粒子物理」、「MHD安定性」)が開催された。各会合の概要をまとめて報告する。

論文

Experimental analyses and predictive simulations of toroidal rotation driven by the neoclassical toroidal viscosity in rippled tokamaks

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 松永 剛; 篠原 孝司; 吉田 麻衣子; 松山 顕之; 井手 俊介; 浦野 創

Nuclear Fusion, 54(11), p.114005_1 - 114005_14, 2014/11

 被引用回数:9 パーセンタイル:38.71(Physics, Fluids & Plasmas)

A cooperation framework for analyses and predictions of the neoclassical toroidal viscosity (NTV) and the resultant toroidal flow is developed among the TOPICS, VMEC and FORTEC-3D codes. With the real geometry in JT-60U taken into account, it is found that the NTV is one of the cardinal torque sources especially in the edge region irrespective of the insertion of the ferritic steel tiles (FSTs) that reduce the toroidal field ripple amplitude and it is essential to numerically reproduce the measured toroidal rotation profile in the edge. The up-down asymmetric component of the NTV is damped due to the FSTs and the NTV profile correlates with the profile of the radial electric field $$E_r$$. Predictive simulations for JT-60SA H-mode scenarios are also performed to investigate the effects of the NTV on toroidal rotation. The NTV reversal is observed in the pedestal region where the steep pressure gradient is formed, due to the dependence of the NTV on $$E_r$$.

論文

Pedestal structure in H-mode plasmas

浦野 創

Nuclear Fusion, 54(11), p.116001_1 - 116001_15, 2014/11

 被引用回数:11 パーセンタイル:31.52(Physics, Fluids & Plasmas)

炉心プラズマ周辺部に境界輸送障壁を形成する特徴を持つ、Hモードプラズマにおけるペデスタル構造についてのレビュー論文である。Hモードの周辺ペデスタル構造はプラズマ全体の閉じ込め性能等を決定する境界条件となるため、その理解と適切な制御が重要である。近年では、Hモード周辺プラズマ圧力を幾何学的に幅、勾配、高さの成分に分解し、勾配が電磁流体力学的不安定性で決定され、幅は乱流輸送によって与えられることが示されてきた。これに伴ってITERでのペデスタル圧力をより正確に予測する試みがなされている。一方で、ITERにおける金属ダイバータ導入の可能性を受けて、金属壁・ダイバータによる周辺プラズマへの影響が研究されている。閉じ込め性能は高Z不純物侵入を防ぐために必要なガス入射によって劣化しうることが観測されているが、これらは窒素ガス等の注入によって回復可能であるという結果が報告されている。周辺構造の物理的理解の進展と近年の金属壁・ダイバータによる周辺プラズマへの影響についてまとめた。

論文

Impact of plasma core profiles on MHD stability at tokamak edge pedestal

相羽 信行; 浦野 創

Nuclear Fusion, 54(11), p.114007_1 - 114007_9, 2014/11

 被引用回数:1 パーセンタイル:90.94(Physics, Fluids & Plasmas)

トカマク周辺ペデスタルにおけるMHD安定性に対するプラズマコア分布の影響をMARG2DコードおよびBETAコードを用いて数値解析した。EPED1と呼ばれるペデスタル分布予測モデルに基づくと、プラズマの電流分布(内部インダクタンス)を変えることでEPED1で予測されるペデスタル幅が同じであっても、周辺領域の圧力分布および電流分布が変化し、内部インダクタンスが高いほど小振幅ELMの原因と考えられるバルーニングモードが不安定化しやすいことを明らかにした。同様にプラズマ中心部の圧力分布に関連するポロイダルベータを変化させても周辺部MHD安定性は変化し、ポロイダルベータを下げるほどバルーニングモードが不安定化しやすいこと、ペデスタル領域のプラズマ密度を下げるほど同モードが安定化しやすいことを明らかにした。これらの特性を組み合わせることで、小振幅ELMであるgrassy ELMの発生条件を緩和させ、ITERなどの大型トカマク装置でも実現できる可能性を示した。

論文

Integrated modeling of toroidal rotation with the 3D non-local drift-kinetic code and boundary models for JT-60U analyses and predictive simulations

本多 充; 佐竹 真介*; 鈴木 康浩*; 吉田 麻衣子; 林 伸彦; 神谷 健作; 松山 顕之; 篠原 孝司; 松永 剛; 仲田 資季; et al.

Proceedings of 25th IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2014) (CD-ROM), 8 Pages, 2014/10

The integrated framework for toroidal momentum transport is developed, which self-consistently calculates the neoclassical toroidal viscosity (NTV), the radial electric field $$E_r$$ and resultant toroidal rotation together with the scrape-off-layer (SOL) physics-based boundary model. The coupling of three codes, TOPICS, VMEC and FORTEC-3D, can calculate rotation caused by the NTV due to the non-axisymmetric perturbed magnetic field caused by toroidal field coils. It is found that the NTV influences toroidal rotation in JT-60U and $$E_r$$ holds the key to determine the NTV profile. The sensitivity of the toroidal rotation profile to the boundary rotation necessitates the boundary condition modeling. From the measurement in JT-60U, the $$E_r$$ gradient is found to be insensitive at the separatrix. Focusing on $$E_r$$, the boundary model of toroidal momentum is developed in conjunction with the SOL/divertor plasma code. This modeling realizes self-consistent predictive simulations for operation scenario development in ITER.

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