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현재 VNIIAM과 I. V. Kurchatov 원자력연구소는 연료 요소로서 도포된 입자를 활용하는 VVER-1000 원자로 노심을 개발하기 위한 공동 프로젝트에서 일하고 있다. 이 연구의 최종 목표는 안전성이 매우 높은 시스템의 개발이다. 극도로 안전한 VVER 원자로를 건설하기 위한 문제를 해결하기 위하여 세라믹 피복기술에 의해서 생산된 미세연료 요소를 사용하도록 제안되었다. 고온 원자로의 연료 요소는 다층 쉘(열분해 흑연, 실리콘 카바이드 등)로 도포된 이산화우라늄 또는 이산화플루토늄으로 된 구형 펠릿이다.도포된 연료 펠릿의 직경은 약 1 mm이다. 이들 피복물은 2000 °C까지의 온도에서 방사능을 내부에 축적, 보지한다. 세라믹 피복물의 운전경험에 의하면 그것은 어떤 종류의 사고에 대해서도 독특한 안전 특성을 제공한다는 것을 보여 주었다.도포된 입자로 채워진 연료 용기 제작의 최적화 및 각종 비상 상황의 연구를 위한 새로운 수치적 모델과 소프트웨어를 사용할 계획으로 있다.
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Pu239의 연소가 U238로 부터 형성되는 것과 평형을 이루고 있는 핵반응기에서 자기조정 영역 중성자-핵종(SANN) 영역이 수학적 모델링에 의해서 제시되고 연구되고 있다. 이와 같이 핵반응기는 제어가 없이도 임계에서 약간 벗어나게 된다. 실은 U238가 반응기에서 연소되고 있다. 이러한 영역의 변형(SANN2) 이 발견되고 있다. 여기서 임계로부터 편차는 더 적기조차 하다.(출력은 제어가 없으면 2-3개월 동안 5% 정도 변한다.) 이 변형에서 연소후 연료를 무거운 부분과 가벼운 부분으로 분리한 후 얻어진 약간의 쓰레기를 포함하고 있는 폭탄 연료와 악티나이드 원소 혼합물을 연소시킬 수가 있다. 동일한 연구가 U233+Th232 혼합물을 만드는데 유용하다. 이 영역에서 반응기에 대한 제어와, 과열시 SANN과 반응기 열 확대 사이의 상호작용이 연구될 것이다. 과열시 운전정지 영역과 함께 SANN2에서 반응기의 사용은 전 주기의 안전성을 향상시킬 것이다. 이 작업은 우리가 개발한 수학적 방법에 기초를 두고 있다.이러한 반응기의 개발은 유사한 무거운 동위원소를 분리할 필요가 없기 때문에 핵공학 안전성을 향상시키고 핵폭탄의 비확산에 유용할 것이다.
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전 세계에 걸쳐 과학연구, 공학 및 산업응용에 있어서 수치적 시뮬레이션이 널리 사용되고 있다. 미국 정부, 유럽 및 동남아시아 몇몇 국가는 산업체가 프로젝트를 개발하기 전에 장래 공정과 시설에 대한 완전한 컴퓨터 모델을 작성하기를 요구한다. 우주기술, 경제적인 항공기 설계, 최적제어, 각종 핵 공정의 개발 등에 있어서 현재의 성공은 소위 “계산적 실험”과 그로부터 나온 귀중한 정보의 사용에 의한 것이다. 수학적 모델을 기초로 하는 잘 설계된 컴퓨터 코드는 흔히 더 포괄적이고, 보통 현재의 실험법보다 훨씬 비용이 적게 드는 정보를 제공할 수 있다.전형적으로 수치적 시뮬레이션은, 미분방정식과 경계조건을 사용하여 초기 시스템을 기술하는 연속 모델을 기초로 하여 보통 비선형 대수방정식의 대형 시스템(SNAE)인 불연속 모델을 작성하는 것을 포함하고 있다.전환은 유한차분법을 사용하여 수행할 수 있다.SNAE를 풀기 위한 직접적인 방법은 뉴톤 반복법과는 달리 Jacoby 행열을 사용하지 않는 유한차분 방정식을 풀기 위한 보편적 산술법을 포함한다. 우리들은 전통적인 방법보다 더 안정되어 있고 효과적으로 SNAE를 풀기 위한 새로운 방법을 개발할 것을 계획하고 있다. 그것은 핵분열 반응기의 모델화 및 연구, 각종 기체 동력학 문제, 다단계 화학공정 등에 사용될 수 있다.
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핵반응기 집합체(연료와 흡수봉이 들어있는 셀의 시스템)에서 중성자 분포를 위한 볼츠만 이송방정식의 해법은 공학과 과학에서 중요하다. 이 분포는 nodal code에 사용되어야 할 단면적을 균일화하여 압축시켜 사용하여야 한다. 이송방정식의 적분형을 위한 수많은 해법은 격자분석에 널리 사용되고 있다. 그러나 소그룹 단면적 발생은 핵반응기 계산에 있어 계산적으로 가장 집중적인 적용분야의 하나로 남아 있다.가장 널리 사용되고 있는 적분 이송법은 충돌확율법(CP), 계면전류법(IC), 및 전류 연결 충돌확율법(CCCP)이다. 일차비행 충돌확율은 선 추적 루틴에 의하여 계산된다. 이것은 보통 CPU 시간의 관점에서 비용이 많이 드는 방법이다.최신 프로그람에서 실행될 수 있는 핵반응기 집합체의 계산.
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원자력 > 기타 방사선방호·이용 기술
중성자의 공간-에너지 분포는 반응기 구성의 가장 중요한 특성이다. 그에 대한 이해는 중성자 이송에 대한 그룹 접근에 있어 반응기 매체의 그룹 상수를 정확하게 계산하는데 역시 필요하다. 이 목적을 위하여 우리들은 ENDF/B 형식의 핵 데이터에 관한 파일을 기초로 하여 그룹 상수와 프로그람 계산법을 설계하였다. 이 급에서 잘 알려진 프로그람들은 MC²-2, 프로그람의 VITAMIN 계열이며 또한 NJOY 시스템이 있다. MC²-2에서는 비균질 시스템의 경우, 속도저하방정식이 개략 등방성 분산에 있어서의 충돌확율 및 플럭스의 P0-개략화에 의해서 해결된 공명 에너지 영역의 단순 셀에 대하여 계산된다. 중성자 플럭스의 높은 조화는 다그룹 프로그람에서 달성만 된다. VITAMIN, NJOY 및 기타 프로그람의 계열 가운데 주요 제한사항은 좁은 공명, 미약한 확산 및 큰 매체 크기의 개략화다.이 프로젝트가 실현되면 계산에 소요되는 시간이 실질적으로 증가됨이 없이 최신 프로그람의 사용에 의해서 허용되는 것보다 더 높은 정확도를 가지고 핵 데이터 파일을 기초로 하여 비균질 매체의 그룹 상수를 계산하기 위한 방법과 프로그람을 확보하게 해줄 것이다.
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원자력 > 기타 방사선방호·이용 기술
인간 활동의 모든 분야에서 방사선원의 폭 넓은 사용은 각 특정 문제에 고정된 정확도 내에서 방사선 장에 대한 예측을 요한다. 이것은 입증, 확인을 위한 참고 실험(벤치 마크, 모델링, 및 완전한 규모) 및 코드-정수 기준의 개발을 요한다.각종 방사선장 함수들은 다른 문제에서 다른 정확도를 요한다. 예를 들면 의학용 방사선 조사 (3.5 %까지), 반응기 용기에서의 흐름 (5 %), 그리고 노심에서의 열 제거 (10-15 %)에 대해서는 높은 정확도가 요구된다. 반응기 열 차폐에서의 열 제거 (20 %까지), 반응기 도관 활성화 (25-30 %), 건설 수행에 있어 방사선 손상 (20-40 %)에 대해서는 더 큰 불확실성이 수용 가능하다. 생물학적 차폐를 넘어선 선량 결정에는 50-100 %의 정확도가 수용 가능하다. 러시아와 국제 연구팀에 의해서 얻어진 결과 분석에 의하면 계산 결과와 실험 결과의 차이가 종종 저자들에 의해서 주어진 불확실성을 초과하며 적분 특성으로 70 %, 미분 특성으로 300-500 % 달성될 수 있음이 밝혀 졌다.
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원자력 > 기타 원자력
고속 중성자에 의하여 유도된 전하를 띤 입자의 방출에 대한 연구는 핵에너지 적용이나 기본적인 핵 문제 이해에 둘 다 상당히 흥미로운 것이다. 예를 들면 이들 반응은 핵분열과 핵융합 반응기의 구조재료에 수소와 헬륨 가스 생성으로 인한 잔류 방사능 형성과 방사선 손상으로 된다. 반면에 (n,p),(n,α) 반응에 대한 연구는 반응기구와 핵 구조에 대한 연구에 상당히 흥미롭다. 그러나 핵 데이터의 편집에 의하면 전하를 띤 입자 방출 반응의 문지방이 대부분 존재하는 1-10 MeV의 에너지에서는 실험 데이터 베이스가 오히려 빈약하고 각 저자들의 이용 가능한 결과들 사이에는 현저한 차이가 있다는 것이 밝혀졌다. 덧붙여,대부분의 경우 이 에너지 범위에서 이들 반응의 측정은 전에 활성화 기술을 이용하여 이루어졌다.실험 결과는 GIC가 고속중성자로 유도된 전하 입자의 방출 반응을 연구하는데 성공적으로 사용될 수 있음을 보여 주었다.
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원자력 > 기타 방사선방호·이용 기술
방출원을 탐지하기 위한 컴퓨터 시스템의 실험실 모델이 개발되었다. 이 시스템의 예비시험은 그 타당성을 확인해 주었다.이 컴퓨터 시스템은 검사되는 지역의 방사선에 관한 실시간 정보를 받을 수 있다. 이 시스템은 비등방성 감도를 가진 감마선 환경조사용 검출 장치(다모듈의 검출장치)를 사용한다. 시스템 정보처리장치(필요한 소프트웨어를 가진 PC)는 다음 사항을 할 수 있다.- 방출원의 방향을 탐지한다.- γ-선 쏘스의 공간 선택을 한다.- 시스템을 움직여 검사되는 지역의 쏘스의 위치를 파악한다.- 방사능 지도를 제작한다.- 핵 쏘스와 방사성 재료를 모니터한다.γ-선원의 방향 결정 정확도를 올리고 분류 작업을 돕기 위하여 이 시스템은 다음 용도에 사용될 수 있다.- 생태학적 모니터링 쏘스를 생산하거나 사용하는 회사.- 모든 수준의 정부 통계 써비스.- 지역 및 시 정부.- 비상 써비스.- 공중 보건진료 시스템
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원자력 > 기타 원자력
그것은 약 1 MeV로부터 1 Gev까지의 에너지 범위에서 핵반응의 단면적을 측정하기 위한 하이브리드 핵발전시설의 건설을 위해서 대단히 중요하다. 토륨을 표적으로 양자와 중양자(1-30 MeV의 에너지를 가진)에 의해서 유도되는 핵반응의 최대로 폭 넓은 에너지와 각속도로 된 이중 미분 단면적의 측정을 할 것을 제안한다. 핵반응 동력학에서 평형전 반응기구의 역할과 기여를 결정한다.하이브리드 핵발전 시설의 개발.
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원자력 > 기타 원자력
다변수 정보분석 방법이 생산 품질관리를 위한 수단으로 제시된다. 이것은 전통적, 통계적인 데이터 처리와는 다르다. 이 방법은 뭉치 분석기술과 다차원 데이터를 가시화를 위하여 2 내지 3 차원 데이터로 변환시키는 산술 형태의 지도작업화(mapping)와의 결합에 기초를 두고 있다. 이 아이디어의 실제적인 실현은 러시아 두브나의 IBR-2 반응기에서 수행되고 있다.전통적인 방법보다 더 효과적인 모니터링과 진단시스템을 위한 데이터 처리법의 개발.
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원자력 > 기타 원자력
이 작업의 목적은 자동화된 수동보호장치(APPD)다. 즉 작업자들이 직접 손을 대거나 특별한 에너지 원을 사용하지 않아도, 변화가 허용되지 않는 반응기 플랜트(RP)의 작업매체변수의 직접적인 맥동에 의하여 작동되는 자기 작동식 수력기계 장치이다. APPD의 목적은 그들에게 작동장치(일차그룹의 장치)의 기능을 부여함으로서 안전을 확실하게 하는 특정 기능을 수행함과 동시에 안전시스템의 작동장치, 예를 들면 CPS 기구와 공기압 및 전기적으로 구동되는 발브(이차그룹의 장치)를 제어하는데 있다.국내 및 해외의 반응기 건설, 일반 전력공학, 폭발성 및 화재 위험성 화학산업.
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원자력 > 기타 원자력
반응기 노심의 심각한 사고시 반응기 봉쇄 구조물 내외부에 핵분열 생성물질의 방출과 확산의 방지를 목적으로 실제조건과 거의 같은 조성과 온도를 가진, 이산화우라늄이 들어 있는 corium을 사용한 실험연구가 요구된다.현재 이산화우라늄이 들어 있는 corium을 사용하여 수행된 실험연구가 그 과열로 인한 어려움 때문에 핵분열 생성물질 방출에 대한 제한된 실험 데이터만이 사용 가능하여 컴퓨터 코드 입증을 위한 어려움을 낳고 있다.제안된 연구는 피폭되지 않은 이산화우라늄과 핵분열 생성물질 모의제가 들어 있는 용융된 corium으로부터 방출에 대한 실험 데이터를 얻는데 그 목적이 있다. Corium 조성과 과열온도는 광범위하게 변화될 것이다.용융된 corium의 여러 조성과 과열된 여러 액체 온도에 대하여 얻어진 실험데이터는 컴퓨터 코드 입증을 위하여서는 물론 좀 더 정확한 계산 모델을 만드는데 사용될 수 있다.실험연구는 용융 표면 위에서 중립, 공기 및 스팀-공기 조건에서 수행될 수 있다.용융 방출의 실험연구는 용융된 corium과 반응기 용기 강철, 콘크리트와 용융 포획기 내화 금속 사이의 상호 작용에 대해서 수행될 수 있다.
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원자력 > 기타 원자력
노심 용융의 심각한 사고 발생시 경수로 반응기 용기 하부에 corium 보존은 용기의 외부 냉각에 기초하고 있다. 수행된 실험과 계산은 평균적인 발전로(AP-600, WWER-440, WWER-640)에 대해서 지시된 보존 가능성을 확인해준다. 반응로 출력 증가의 경우에 외부 용기 표면에 끓는 냉각수에서 임계 열 플럭스 값은 반응기 용기로부터 제거된 열 플럭스 값과 비교할 수 있기 때문에 제한하는 요소인 것으로 보인다.반응기 용기 하부의 외부 표면에 얇은 기공성 층을 도포하는 것은 임계 열 플럭스를 증가시키고 비임계 냉각 모드를 제공할 수 있게 한다.경수로 고출력 반응로 내부에서 corium 보존 가능성에 대한 계산 및 실험적 타당성.
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원자력 > 기타 원자력
노심 용융의 심각한 사고 발생시 반응기 용기 하부 혹은 용융 포획기에 코륨을 보존하는 경우. 자연적으로 또는 심각한 사고 대처법으로 코륨 표면에 물이 공급될 수 있다. 물-용융물 간의 상호작용에 대한 실험연구가 한 가지 형식의 코륨 모의제 조성 즉 1700 °C의 용융온도에서 우라늄, 질코늄, 철, 닉켈 및 크롬 산화물의 혼합물에 대하여 수행되었다. 위 상호작용에 대한 정량적 특성을 얻기 위하여 폭 넓은 온도 범위에 대한 여러 코륨 모의제 조성에 대한 연구가 요구된다.코륨 표면에서 끓는 막에서의 스팀 발생량 계산을 위하여 요구되는 관계의 정의. 스팀 폭발 가능성에 대한 점검. 에어로졸 및 가스 방출에 대한 정량적 데이터의 획득.
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- 2000-04-24
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원자력 > 기타 원자력
노심 용융 시나리오와 같은 심각한 사고 발생 및 공정 거동의 안정화에 대한 계산을 수행하기 위하여 실제 조건에 가까운 조성과 온도에 대하여 용융 코륨에 대한 열적 특성을 알 필요가 있다. 규정된 특성의 정의는 이산화우라늄이 들어 있는 corium 용융물의 높은 온도와 높은 화학적 활성 때문에 전통적인 방법을 사용하는 것은 상당히 어려운 것 같이 보인다. 현재 상기의 어려움 때문에 열적 특성은 제한된 코륨 조성에 대해서만 정의되어 왔다.성능 개선된 실험 및 계산 방법이 개발되어 수냉 도가니에서 용융공정에 이산화우라늄이 들어 있는 액체 산화물과 그 혼합물의 완전한 열적 특성을 정의할 수 있게 해준다. 제안된 연구는 개발된 방법에 대하여 효율성과 요구되는 정확도를 시험하는데 그 목적이 있다.개발된 방법에 대한 효율성 확인은 광범위한 조성의 액체 코륨에 대하여 열적 특성을 정의하는데 적용 가능성을 제공할 것이다. 또한 다음 이점이 있다. 즉 실험은 충분히 수행하기 쉬우며, 연구 과정에서 완전한 특성을 충분히 낮은 비용으로 얻을 수가 있다.
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- 2000-04-24
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원자력 > 기타 원자력
이 프로그람은 신세대 WWER-640 반응로 안전설계와 그 기술적 해결책에 대한 타당성을 검토하기 위한 전체 프로그람의 일부이며 다음의 주요 과제를 수행하도록 되어 있다.- 원자로 건물 내부와 그곳으로부터 수동식 열 제거 시스템에 있어 열수력학적 공정의 연구.- 강철로 된 원자로 건물 내부의 응력변형(stress-strain) 상태의 연구.실험 결과는 다음 사항에 의하여 수동식 냉각 시스템을 가진 WWER-640 반응로 안전설계를 위하여 사용될 것이다.- WWER-640 설계를 위하여 사용된 컴퓨터 코드의 입증을 위해서 입수된 실험 데이터.- WWER-640 설계에 있어 수동 시스템의 사용 가능성과 효율의 증명.KMS 실험결과는 또한 수동 냉각시스템을 가진 PWR 컴퓨터 코드의 입증을 위해서 사용될 수 있다.
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- 2000-04-24
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원자력 > 기타 원자력
국가 당국에 의한 안전 평가의 목적으로 고속증식로에 의한 핵발전소의 인허가 절차의 개발.1). 연구의 특성.세계적으로는 유사한 것이 없다. 표준서류가 수냉식 반응로에 의한 핵발전 시스템에는 사용 가능하다.러시아에는 “WWER에 의한 핵발전의 안전기준 보고서의 내용에 대한 요구사항” 이 있으며, 미국에는 Guide 1.70 “안전분석 보고서”가 있다. 서류의 개념설명이 수행될 연구에 사용될 것이다.2). 연구의 관심.러시아의 GOSATOMNADZOR, 고속증식로에 의한 핵발전 시스템 업무를 다루는 러시아 과학 및 건설회사.이 연구는 핵에너지에 고속증식로의 시행에 우선을 두는 다른 국가(프랑스, 일본)에게도 관심이 될 것이다.
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- 2000-04-24
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원자력 > 기타 원자력
주어진 데이터베이스가 일련의 반응로 B-320 (VVER-1000)가 있는 핵발전의 비상 및 과도기 모드의 열수력학적 계산을 위하여 개발된다. 이 데이터베이스는 ATHLET, CATHARE, MELCOR. RELAP, TRAC, DRASYS, RALOG, RADUGA, DYNAMICA, TECH 등과 같은 최신 열수력학적 코드에 의한 계산의 실현을 위하여 필요하며 핵발전의 1차 및 2차 회로, 원자로 건물에 대한 데이터도 포함하고 있다.Balakovo 핵발전 3호기의 특이사항도 기술된다. 장치 제어 및 조정에 대해 특별한 관심을 둔다.이 베이스의 독특한 특징은 이것이 열수력학적 코드의 입력 개발을 위한 러시아의 첫번째 데이터베이스라는 것이고 핵발전 모의장치에 대한 가장 완전하고도 “새로운” 정보를 포함하고 있다는 것이다.
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- 2000-04-24
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원자력 > 기타 원자력
1991-1997년에 IBRAE RAN 전문가들은 체르노빌 핵발전소 사고 결과의 제거를 위한 국가 프로그람에 의한 정보분석 지원 분야에서 일을 해왔다. 사고의 모든 양상에 관한 데이터 분석을 기초로 하여 방사선 사고 결과의 전체적인 규모의 모델링에 대한 수많은 기술이 개발되었다. 이 결과는 다음과 같다.1). 방사선 사고시 주민과 지역 보호를 위한 연습 및 훈련에 모든 정보를 지원하기 위한 수단.2). 방사선 조사팀을 위한 GIS(지리정보시스템)에 기초한 몇 가지 전산화된 시스템. 이것은 사고의 초기 단계에 환경 측정을 시뮬레이션한다.3). 전문가 훈련을 위한 전산화된 시스템. 이것은 어떤 지역의 오염후 조치사항을 고려하여 주위 환경에대한 모든 형식의 측정 및 선량계측 검사를 시뮬레이션한다.(오염후 수일서부터 수년까지)개발된 전산화 시스템은 방사선 사고 발생시 주민 보호를 위한 연습 및 실제 게임 시나리오를 작성할 때나 전문가 훈련을 위해서 사용될 수 있다.
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- 2000-04-24
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원자력 > 기타 원자력
핵안전 분석을 위한 현재의 방법은 두 가지 원리에 기초를 두고 있다. 즉 1). 반응로 과도기를 기술하는 가장 잘 추정된 코드의 사용. 2). 핵발전소 안전을 평가하는 단순화된 접근법의 사용. 동시에 심층 방위 개념에 맞추어 사고 진행 및 관리의 분석에 적용될 수 있는 가장 잘 추정된 코드의 개발을 위한 필요성이 있다. 이런 가장 잘 추정된 코드는 안전개념의 결정적 분석을 가능하게 할 것이다. 제안된 연구 프로젝트는 코드 개발 분야에서 얻어진 경험을 기초로 하고 있다.사고 관리와 사고 진행 방지를 위한 가장 잘 추정된 신세대 코드의 개발.
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- 2000-04-24
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