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論文

Boiling sensing based on acoustic recognition and deep learning

植木 祥高*; 橋本 俊作*; 芝原 正彦*; 相澤 康介; 荒 邦章

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 5 Pages, 2023/05

In sodium-cooled fast reactors, coolant boiling in reactor cores is one of the important phenomena in the safety assessment. Our final target of the present study is to realize the acoustic anomaly detection of the boiling inception in actual reactors. In the actual environment, various sorts of noises are expectedly superposed on accidental boiling sounds. It is inevitable to distinguish the boiling sounds from the superimposing hostile disturbance with high accuracy. To achieve this, we utilize machine learning techniques and assess the feasibility of boiling sensing based on acoustic recognition and deep learning. In the present study, we employ an autoencoder to denoise boiling sounds, and a convolutional neural network to detect the boiling inception. The boiling acoustics have not been fully understood yet. In the present study, we find that some characteristics of the boiling acoustics are consistent with the resonance vibration of the heating body. This finding contributes to elucidating the physics of boiling acoustics.

論文

Investigation on damage evaluation index with ductility factor based on simulation analysis for loading test of piping support structure

奥田 幸彦; 滝藤 聖崇; 西田 明美; Li, Y.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

地震に対する確率論的リスク評価(PRA)において、設計上の想定を超える入力地震動を対象とした配管系のフラジリティ評価に資する現実的応答解析手法の構築は重要課題の一つである。特に、配管系はプラント固有の複雑なルート形状を有していることから、配管支持構造物の配置や剛性等が、配管系全体の応答特性に与える影響が大きいことが知られている。一方、従来の耐震設計では弾性応答を仮定した評価手法が採用されていることから、弾性応答を超える過大な入力地震動に対する現実的応答解析手法の構築のためには、配管支持構造物を含めた配管系の現実的応答を推定できる弾塑性応答解析手法の開発が望まれている。筆者らは、配管支持構造物を含む配管系の弾塑性応答解析手法の整備を目的として、これまでに配管支持構造物載荷試験及び弾塑性特性を考慮した材料モデルの最適化検討を実施してきた。本論文では、既報の配管支持構造物載荷試験を対象とした弾塑性応答解析により再現性を確認するとともに、試験結果と解析結果の分析・評価により塑性率と損傷状態との良好な相関が得られたことから、配管支持構造物に対する損傷評価指標として塑性率が有効であることを示す。

論文

Development plan for coupling technology between high temperature gas-cooled reactor HTTR and hydrogen production facility, 1; Overview of the HTTR heat application test plan to establish high safety coupling technology

野本 恭信; 水田 直紀; 守田 圭介; 青木 健; 沖田 将一朗; 石井 克典; 倉林 薫; 安田 貴則; 田中 真人; 井坂 和義; et al.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

JAEA initiated an HTTR heat application test plan to develop for coupling technology between HTGR and hydrogen production facility. The principal objective of this test plan is to establish the high safety coupling technology for coupling a hydrogen production facility to HTGR through the demonstration of a hydrogen production by the proven technology of methane steam reforming method utilizing the HTTR as a high temperature heat source. The other objective is to develop for coupling equipment such as a high temperature isolation valve, a helium gas circulator and a high temperature insulation pipe. This paper describes the overview of an HTTR heat application test plan such as a draft test schedule and test targets for the demonstration of a hydrogen production. This paper also presents basic specifications of an HTTR heat application test facility such as the HTTR modification strategy, overall system configuration and heat and mass balance at rated test operation for the demonstration of a hydrogen production. Furthermore, the operation plan during the normal start-up and shut-down processes is proposed.

論文

Development of safety design philosophy of HTTR-Heat Application Test Facility

青木 健; 清水 厚志; 野口 弘喜; 倉林 薫; 安田 貴則; 野本 恭信; 飯垣 和彦; 佐藤 博之; 坂場 成昭

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

本研究では、高温ガス炉と水素製造施設を接続したHTTR(高温工学試験研究炉)-熱利用試験施設に対する安全設計方針を開発した。検討の結果、高圧ガスや可燃性ガスにより想定される災害に対して公衆安全を確保するため、水素製造施設に対しては現行の化学プラントで適用されている法規を適用する安全設計方針を提示した。また、水素製造施設の異常に伴う漏えい可燃性物質の火災爆発や水素製造施設除熱量の変動に対する原子炉施設の通常運転機能の確保等の対策を含め、水素製造施設を接続した原子炉施設特有の安全要件に適合した安全設計方針を提示した。HTTR-熱利用試験施設に対して開発された安全設計方針は、HTTR-熱利用試験施設の基本設計や詳細設計に活用される見込みである。

論文

Applicability study of Bayesian optimization to neutronic design of a homogeneous two-region core

桑垣 一紀; 横山 賢治

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

原子力機構では、炉心,炉構造、並びに保全分野の設計最適化を支援するツールであるARKADIA-Designの開発を進めている。ARKADIA-Designは、これまでに蓄積してきた高速炉開発の知見と、AI技術等を用いた最新の解析/設計技術を組み合わせ、安全性,経済性,カーボンフリーエネルギーソースとしての持続可能性といった観点から、革新的な炉心の設計を支援すること目指している。ARKADIA-Designの機能の一つとして、炉心特性で定義された目的関数を最小化(または最大化)するような設計変数を自動で求めるシステムの開発を進めている。本研究では、均質2領域炉心を対象とした複数制約条件付き単目的最適化例題を設定し、本システムの最適化アルゴリズムの候補であるベイズ最適化手法により、この例題の最適解が自動的に求まることを示した。また、3変数最適化問題を間接的に解くことで、本システムが将来的にどのように設計者を支援するかについて例示した。これらの結果やデモンストレーションを通して、自動最適化計算の成立性や、開発するシステムが設計者にとって有用な支援ツールになりうる可能性について確認した。

論文

Development of element functions and design optimization procedures with knowledge- and AI-aided design integration approach for advanced reactor lifecycle in ARKADIA

田中 正暁; 江沼 康弘; 岡野 靖; 内堀 昭寛; 横山 賢治; 関 暁之; 若井 隆純; 浅山 泰

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 11 Pages, 2023/05

In Japan Atomic Energy Agency (JAEA), an artificial intelligence (AI) aided integrated digital system named "Advanced Reactor Knowledge- and AI aided Design Integration Approach through the whole plant lifecycle (ARKADIA)" has been developing to offer the best possible solutions for challenges arising during the design process, safety assessment, and operation of a nuclear plant over its life cycle. ARKADIA aims for creating a new plant design beyond the reach of experienced engineers by assembling the solutions to be met a safe, economic, and sustainable carbon-free energy source. ARKADIA consists of three inter-connected systems: EAS (Enhanced and AI-aided optimization System) as a controller for the numerical analyses and the design optimizations, VLS (Virtual plant Life System) for numerical simulator, and KMS (Knowledge Management System) with knowledges obtained through the development of sodium-cooled fast reactors (SFRs) in JAEA. These systems stand on the AI aided platform. Until 2023, the platform, the ARKADIA-Design, the ARKADIA-Safety, and the KMS are separately being developed. In the next five years until 2028, the element functions and the systems are to be unified to one system, ARKADIA. In this paper, outlines of current status in its development are introduced.

論文

Research on improvement of HTGR core power-density, 4; Feasibility study for a reactor core

沖田 将一朗; 水田 直紀; 高松 邦吉; 後藤 実; 吉田 克己*; 西村 洋亮*; 岡本 孝司*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

Adoption of SiC-matrix fuel elements in future pin-in-block type HTGR designs will enhance oxidation resistance of the fuel element in the event of the air ingress accident, one of the most worrisome accidents in HTGRs. This would eliminate the need for the graphite sleeves used in the current pin-in-block type HTGR designs and enable high power density core designs with sleeveless and direct coolable fuel structure. Such a concept itself has been suggested by Japan Atomic Energy Agency (JAEA) in the past. However, JAEA has not yet demonstrated the feasibility for a core design with the SiC-matrix fuel elements. The present work is intended to demonstrate the feasibility for a new core design upgraded from an existing conceptual core design, called HTR50S, with 50 MW thermal power and reactor outlet temperature of 750$$^{circ}$$C. The new core design uses SiC-matrix fuel elements and increases the reactor power density to 1.2 times higher than the original HTR50S design. The feasibility is determined by whether the core satisfies the target values in nuclear and thermal-hydraulic designs by performing burn-up calculation with the whole core model and fuel temperature calculations. The calculation results showed that the new core design satisfied these target values on the reactor shutdown margin, the temperature coefficient of reactivity, and the maximum fuel temperature during normal operation.

論文

Development of numerical simulation method of natural convection around heated porous medium by using JUPITER

上澤 伸一郎; 山下 晋; 柴田 光彦; 吉田 啓之

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

福島第一原子力発電所の廃炉における汚染水対策として、注水低減,間欠注水,空冷が検討されている。しかし、格納容器内には燃料デブリの不確実性があるため、燃料デブリの分布状態や燃料デブリ取り出し作業の進捗状況に応じて、最適な冷却方法を事前に検討する必要がある。そのため我々は、燃料デブリの位置,発熱,気孔率の影響を含む空冷中の熱挙動を推定する方法の開発を進めている。多孔体と考えられる燃料デブリの内部構造をモデル化した上で大規模な熱流動解析を行うことは困難であることから、JUPITERに多孔体モデルを追加することにより多孔体の熱流動の解析を可能にした。本研究では、多孔体モデルを導入したJUPITERの妥当性検証結果について報告するとともに、多孔体の伝熱モデルについて直列,平行,幾何平均モデルのどのモデルが最も有効かについて議論する。多孔体周辺の自然対流の検証データについては、多孔体を含む系における自然対流の伝熱流動実験を独自に行った。実験と各モデルでの数値解析と比較を行ったところ、幾何平均モデルを用いた数値結果が実験結果に最も近い結果を得られた。しかしながら、定量的には温度と速度ともに実験結果よりも過大評価しており、特に、多孔体と空気との境界付近の温度は、より過大評価していることを確認した。

論文

Treatment of U contaminated waste generated from nuclear fuel fabrication process, 1; Ce(IV) recovery by temperature swing extraction with monoamides

岩本 敏広; 齋藤 まどか*; 高畠 容子; 渡部 創; 渡部 雅之; 成瀬 惇喜*; 塚原 剛彦*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 4 Pages, 2023/05

モノアミド抽出剤と温度応答性ポリマーを用いたゲル化抽出技術のウラン廃棄物処理への適用性の検討を行った。異なる構造を有する3種類のモノアミド抽出剤を用いた模擬溶液の分離試験により、溶液中のCe(IV)をゲル化抽出法により選択的に回収されることが示された。これらの試験結果をもとに、ゲル化抽出法に適したモノアミド抽出剤を選定した。

論文

Experiment and numerical simulation of pulsation flow in single channel for Li-7 enrichment technology development by MCCCE method

堀口 直樹; 吉田 啓之; 北辻 章浩; 長谷川 信*; 岸本 忠史*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 7 Pages, 2023/05

我が国のエネルギー安全保障の観点および環境負荷低減の観点から、軽水炉の連続運転が不可欠である。PWRの水質管理にはLi-7イオンを濃縮したpH調整剤が必要であり、Li-7濃縮技術の開発が重要課題の一つである。環境負荷の少ない技術としてマルチチャンネル向流電気泳動(MCCCE)法が開発されている。これを実用化するためには、チャネル内のLi-7イオン挙動を把握し、Li-7と他同位体を分離させるため実験条件を最適化する必要がある。本報告では、実機の単一チャンネル内のLi-7イオン挙動を把握することを目的に、原子力機構で開発した粒子追跡機能を有するCFDコードTPFIT-LPTをベースとしたイオン挙動の数値シミュレーション手法を開発した。本手法では、電場下のイオンの運動を、電場による速度を粒子に付加して運動させることで模擬した。同位体の運動の差異は付加速度の大きさを変更して表現した。また、個々のイオン挙動を実験計測することは不可能であるが、数値シミュレーションの検証の為に、バルク流体の流速を測定することが重要であると考えた。そこで、実機の単一チャンネルを簡略化したラボスケール実験装置を開発し粒子画像流速計測法(PIV)により流速を測定することとした。実験装置には、実機の実験条件の一つであり数値シミュレーションで難しい条件の一つである脈動流条件を設定し、流速を測定した。結果として、脈動流が再現されることを確認した。この脈動流の実験データを数値シミュレーションの入口境界条件として設定し、数値シミュレーションを実施した。この結果として、電場の影響を受けたイオンが脈動しながら上流へ移動することを確認した。また、電場下の同位体の挙動の差異も確認した。

論文

Validation of evaluation model for analysis of steam reformer in HTGR hydrogen production plant

石井 克典; 青木 健; 井坂 和義; 野口 弘喜; 清水 厚志; 佐藤 博之

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

JAEA initiated High Temperature engineering Test Reactor (HTTR) heat application test project to establish coupling technologies between HTGR and a hydrogen production plant necessary to achieve large-scale, low cost, and carbon-free hydrogen production. One important element for the coupling technologies is a system analysis code which can simulate dynamic behavior of a HTGR hydrogen production system to design a plant control system for the effects of circulated helium heat through both facilities. The code is required to deal with a complex system which involves several subsystems and different physics with different timescales. As a first step of the development, we developed a heat and mass balance evaluation model of a helium-heated steam reformer. This report will present the outline of the developed model and simulation results with comparison to the experimental results.

論文

Preliminary analysis of randomized configuration patterns in modified STACY core

柴 茂樹*; 岩橋 大希*; 大川 剛*; 郡司 智; 井澤 一彦; 須山 賢也

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

原子力規制委員会は2014年より日本原子力研究開発機構と共同して実際の燃料デブリを模擬した模擬燃料デブリの臨界性を判断するための実験に取り組んでいる。日本原子力研究開発機構は模擬燃料デブリの特性を解明することを目的とした燃料デブリを模擬した臨界実験を実施するためSTACY(STAtic experiment Critical facilitY)を改造した。そこでは3種類のSTACY更新炉の炉心構成が提案されている。STACY更新炉での臨界実験では、提案した炉心構成が溶融炉心-コンクリート相互作用デブリを代表するものかどうかを判断することが重要である。本研究では、擬似燃料デブリと減速材の体積比(V$$_{m}$$/V$$_{f}$$)を考慮した擬似燃料デブリ・モデルを構築し、SCALE6.2の感度及び不確かさ解析手法の実装のためのツール-指標及びパラメータ(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation-Indices and Parameters: TSUNAMI-IP)を用いて、修正STACY炉心形状と疑似燃料デブリ・モデルの間の不確かさに基づく類似性値(C$$_k$$)の算出を行った。その結果、我々が提案したSTACY更新炉の炉心に装荷される構造材棒は、V$$_{m}$$/V$$_{f}$$値を通じて疑似燃料デブリ模型と高い類似性を持つことが示された。C$$_k$$値への主な寄与は、極めて高いコンクリート成分を含む疑似燃料デブリモデルを除き、$$^{235}$$U $$bar{nu}$$, $$^{235}$$U $$chi$$, $$^{56}$$Fe (n,$$gamma$$)であった。

論文

Surface analyses of CsOH chemisorbed on concrete and aggregate at around 200$$^{circ}$$C

Luu, V. N.; 中島 邦久

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

Information of Cs distribution is important for decommissioning of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). Several experimental studies confirmed the Cs retention on stainless steels by chemical reaction at very high temperatures (commonly above 800$$^{circ}$$C), but the Cs retention on non-metallic materials, such as concrete and thermal insulators, was not fully understood though they are used with large quantity in light water reactors. This study demonstrated that Cs might be deposited and retained on the concrete structure where the temperature was not so high during the 1F accident. It was revealed that the CsOH/concrete interaction at around 200$$^{circ}$$C resulted in the formation of water-insoluble Cs-(Al,Fe)-Si-O deposits and water-soluble phases, i.e., cesium carbonate hydrate and possibly cesium silicate, if Al and Fe are not present. CsOH might be trapped on concrete by chemical reaction with CaCO$$_{3}$$ to form Cs$$_{2}$$CO$$_{3}$$ hydrate, and with aluminosilicate and SiO$$_{2}$$(quartz) to form Cs-Al-Si-O and Cs-Si-O deposits, respectively. This output will be useful for elucidating the trapping mechanism that caused an extremely high radioactivity on concrete shield plugs at 1F, and for developing an effective decommissioning practice for concrete structure.

論文

Development of transient behavior analysis code for metal fuel fast reactor during initiating phase of core disruptive accident

太田 宏一*; 尾形 孝成*; 山野 秀将; 二神 敏; 島田 貞衣*; 山田 由美*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

The experimental analyses of the U-Pu-Zr fuel pin behavior during transient overpower (TOP) tests were performed by CANIS, and the residual cladding wall thickness and molten region of the fuel alloy after the tests, and the reactivity inserted by molten fuel extrusion before the fuel pin failure were compared with the experimental results. On the basis of these analysis results, detailed calculation models were developed for and implemented into CANIS to be made it possible to consider changes in the local properties of the fuel alloys due to redistribution of fuel constituents during steady-state irradiation and in the cladding thinning rate depending on the fuel-cladding interface temperature. The modified CANIS properly predicted fuel behavior and resulting reactivity changes before fuel pin failure in TOP events.

論文

Investigation on local damage of reinforced concrete panel impacted by hemispherical soft projectile

Kang, Z.; 奥田 幸彦; 西田 明美; 坪田 張二; Li, Y.

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 9 Pages, 2023/05

飛翔体衝突を受ける鉄筋コンクリート(RC)板構造の局部損傷については、板構造に対して垂直に衝突する研究が主であり、斜め衝突に関する研究はほとんど行われていないのが現状である。本研究では、飛翔体の衝突角度を変化させた試験条件に対する飛翔体衝突試験を実施し、RC板構造の局部損傷挙動を確認するとともに、試験結果の分析や解析条件に関する検討等を通じて解析手法を整備し、試験結果との比較により解析手法の妥当性を確認することを目的とする。本論文では、RC板構造の局部損傷モードの1つである裏面剥離に着目する。先端形状が半球である柔飛翔体を用いた斜め衝突の試験結果に基づき、コンクリートの破壊解析の閾値と裏面剥離の関係について検討した結果を中心に報告する。

論文

Comparative study on equipment damage correlation during earthquakes using a three-dimensional detailed and a sway-rocking analysis models for nuclear reactor building

崔 炳賢; 西田 明美; 滝藤 聖崇; 堤 英明*; 高田 毅士

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

福島第一原子力発電所事故以降、原子力施設の確率論的地震リスク評価(地震PRA)の重要性が注目されている。地震力は多数機器に同時に作用するため、厳しい地震動下のシナリオの詳細分析には、応答や耐力の相関性を考慮した多数機器の同時損傷確率の評価が重要となる。しかしながら、従来の簡易な建屋質点系モデルでは、建屋の局部応答・局部損傷を含めた3次元的な詳細な地震時応答を十分に再現できないことから、損傷事象間の相関性の影響を完全相関(一つ損傷すればすべて損傷と仮定)のように単純化せざるを得なかった。そのため、局部応答・局部損傷を表現できる建屋3次元詳細解析モデルを用いた地震応答解析手法を活用し、機器損傷に関わる建屋の床応答を精緻に求めることで、機器損傷の相関性のより現実的な評価が期待されている。本論文では、原子力施設の機器損傷に関わる建屋の床応答に着目し、従来の建屋質点系モデルと建屋3次元詳細解析モデルによる機器設置位置の床応答の最大加速度の相関係数を比較して両モデルの違いを確認するとともに、機器損傷に関する詳細を分析した結果を示す。

論文

Development of engineering scale extraction chromatography separation system, 1; Overview of developments in engineering scale system

渡部 創; 高畠 容子; 長谷川 健太; 後藤 一郎*; 宮崎 康典; 渡部 雅之; 佐野 雄一; 竹内 正行

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 6 Pages, 2023/05

Japan Atomic Energy Agency is developing extraction chromatography technology for MA(III) recovery from spent nuclear fuel. Developments in the extraction chromatography system especially focusing on safety and stable operation are required for practical application of the technology. In this paper, main tasks which have to be challenged preferentially are discussed based on achievements obtained by previous studies and potential MA(III) recovery process flow.

論文

Verification of the existing hydrogeological model using hydraulic pressure monitoring data during long-term drainage from the Horonobe URL and prediction of the hydraulic response to new excavation of up to a 500-m depth

尾崎 裕介; 石井 英一

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

本研究では、幌延深地層研究センターで観測されている長期観測モニタリングデータの再現解析を実施し、既存の研究で推定されている透水構造の再現解析を行った。既存研究では、1年分間のみのデータを再現解析することにより透水構造を推定したが、本研究では14年間のデータを再現解析することにより既存研究で推定された透水構造の検証を行った。本研究で実施した解析により、既存研究で推定した透水構造の妥当性が検証された。

論文

Approximate estimation of iterated fission probability by deep neural network

Tuya, D.; 長家 康展

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 8 Pages, 2023/05

随伴中性子束は、動特性パラメータの計算やインポータンスサンプリング分散低減法などのように様々な原子炉応用において重み関数として用いられる。反復核分裂確率(IFP)は、随伴角度中性子束の基本モードに比例するものであるが、モンテカルロ計算における重み関数として用いられる機会が増加している。モンテカルロベースのIPF法、ある位相空間点におけるIFPを確率的に評価する。本研究では、核分裂体系における位相空間位置からIFPへマッピングする未知の分布関数を近似的に評価するために、ディープニューラルネットワークの適用性を調査した。予備的な適用性評価をGodiva炉心と簡素化STACY炉心に対して行った。比較の結果、DNNによる結果と決定論的中性子輸送コードPARTISNによる参照結果との間には一致する部分と一致しない部分があることがわかった。

論文

Validation study of thermal-hydraulics analysis code SPIRAL to a large-scale wire-wrapped fuel assembly sodium test at a low Reynolds number flow regime

吉川 龍志; 今井 康友*; 菊地 紀宏; 田中 正暁; Gerschenfeld, A.*

Proceedings of 30th International Conference on Nuclear Engineering (ICONE30) (Internet), 10 Pages, 2023/05

ナトリウム冷却高速炉安全性強化研究では、自然循環による崩壊熱除去時の炉心安全性を評価するために低流量条件下における燃料集合体内熱流動特性の解明が重要である。そこで集合体詳細熱流動解析コードSPIRALが開発されている。本研究では、SPIRALの妥当性を確認するために、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下の91本ピンバンドルナトリウム実験の再現解析を実施した。SPIRALによる予測された温度分布はナトリウム実験で測定された温度と一致した。以上によって、集合体外側からの冷却を伴う混合対流及び自然対流条件下での大型燃料集合体体系におけるSPIRALの妥当性を確認した。

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