estado actual del sistema de calculo físico-neutronico para
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1. FIGURA 1 Esquema del sistema de c digos de c lculo El sistema PROCON S H P es un conjunto de c digos procesadores que sirve de enlace entre las bibliotecas de constantes de grupo generadas por el WIMS D 4 y la correspondiente entrada de coeficientes para las funciones polinomiales que caracterizan los diferentes efectos de reactividad en las propiedades multiplicativas del n cleo del reactor y que necesitan los c digos est ticos y din mico para realizar los c lculos Para la simulaci n est tica tridimensional se emplean los c digos SPPS 1 3 y BIPR SAK 4 los cuales se fundamentan en la aproximaci n de la difusi n de un grupo y medio y utilizan un esquema de c lculo en diferencias finitas de red gruesa en geometr a hexagonal El programa SPPS 1 emplea la aproximaci n de Borresen para la soluci n del esquema en diferencias El programa HEXAG es un c digo basado en la aproximaci n de la difusi n de dos grupos y utiliza un esquema de diferencias finitas de red fina triangular geometr a hexagonal en dos dimensiones Se emplea para la determinaci n de la distribuci n de potencia por elemento combustible en diferentes estados de trabajo del n cleo del reactor 5 El c digo PRORIA se emplea para el an lisis de accidentes inducidos de reactividad en reactores del tipo PWR Pueden analizarse con l las respuestas de transitorios en el n cleo debido a incrementos de reactividad causados por el movimiento de2. 0 20 0 44 2 94 1 16 1 71 0 23 1 60 3 08 1 2 3 4 a E 7 89 10 163025 193 130 0 49 0 07 FIGURA 2 Desviaciones absolutas para BOC1 LOVIISA 1 SPPS 1 La Fig 3 muestra la comparaci n entre las distribuciones de potencia calculada con el simulador SPPS 1 y medida para el comienzo del ciclo 8 de LOVIISA 2 46 N Conjunto sector de 60 de simetr a d 47 3 0 Desviaci n Cal Med 1009 30 38 39 4 41 34 02 05 Nohay Medici n 30 31 32 33 34 10 07 09 21 22 23 24 25 26 27 32 17 1002 06 14 2 7 11 12 13 14 15 16 17 18 19 36 05 04 0 7 3 2 22 01 10 dl 2 3 4 50 6 7 8 9 10 34 27 02 13 21 22 FIGURA 3 Desviaciones absolutas para BOC8 LOVIISA 2 SPPS 1 La Fig 4 muestra la comparaci n entre las distribuciones de potencia calculada con el simulador SPPS 1 y medida para el comienzo del primer ciclo de Koslodoy 2 Las tablas 2 y 3 muestran la dispersi n 0 y los valores m ximos positivo E max y negativo E max de las desviaciones absolutas de la comparaci n entre las distribuciones de potencia calculada con el SPPS 1 y medida al inicio de los tres primeros ciclos de LOVIISA 1 y al inicio de los ciclos 8 y 11 de Loviisa 2 y 1 respectivamente 46 N Conjunto sector de 60 de simetr a 3 3 Desviaci n Cal Med 100 Nohay medici n 59 28 29 30 31 32 33 34 O m g E 20 21 22 23 24 25 26 27 T E 23 15 14 11 12 13 14 15 16 17 18 19 5 5 43 15 09 1 7 24 59 14
3. sobre los l mites no permisibles de los par metros de los elementos combustibles en los diferentes reg menes de operaci n Se investigar el cumplimiento de los l mites de potencia coeficientes de no uniformidad potencia m xima de los conjuntos carga t rmica lineal durante la operaci n estacionaria y los procesos transitorios 4 An lisis de las funciones de los sistemas de regulaci n Se determinar n las caracter sticas diferenciales e integrales de las barras de control y la efectividad del cido b rico Desde el punto de vista de la organizaci n de los c lculos es posible dividir en 3 grupos las tareas a resolver 1 C lculo de las campa as de trabajo del reactor significa calcular el quemado del combustible para las condiciones nominales de explotaci n Con estos c lculos se preparan los estados b sicos del n cleo para los an lisis posteriores A partir de ellos se determinan los valores de quemado del combustible y las distribuciones de los flujos de neutrones y de las fuentes de fisi n que se emplean en los c lculos de la fluencia neutr nica en la vasija del reactor 2 Determinaci n detallada de las caracter sticas del n cleo en diferentes momentos de las campa as En general se considera suficiente la realizaci n de estos c lculos para el inicio 100 FPD Full Power Day 200 FPD al final de la campa a por boro y despu s de la extracci n de las barras de control hasta la posici n extrema
4. ESTADO ACTUAL DEL SISTEMA DE CALCULO F SICO NEUTR NICO PARA LA GESTI N DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR EN LOS REACTORES VVER 440 DE LA CEN JURAGU Carlos R Garc a Hern ndez y Daniel Mili n Instituto Superior de Ciencias y Tecnolog a Nucleares ISCTN Ave Salvador Allende y Luaces Quinta de los Molinos Plaza de la Revoluci n Ciudad de la Habana Cuba Centro de Tecnolog a Nuclear CTN Agencia de Energ a Nuclear La Habana Cuba RESUMEN En el trabajo se presentan los avances obtenidos en Cuba en materia de c lculo f sico neutr nico para resolver la tarea de gesti n del combustible en el n cleo de los reactores VVER 440 de la Central Electronuclear CEN de Juragu Se exponen las caracter sticas principales de los c digos que conforman el sistema de c lculo disponible en Cuba para cumplir las diferentes etapas del c lculo f sico neutr nico las tareas de validaci n de c digos realizados con el fin de determinar la exactitud de los par metros f sicos calculados a partir de la comparaci n de los resultados de c lculo con datos de explotaci n de Centrales Electronucleares CEN con reactores del tipo VVER 440 y los trabajos ejecutados para la elaboraci n del Informe Preliminar de Seguridad en la parte de los c lculos f sicos del n cleo del reactor VVER 440 de la CEN de Juragu necesario para el otorgamiento del Autorizo General por parte del rgano Regulador Nuclear Cubano para la reanudaci n de la construc
5. I 32 3 4 5 7 8 9 10 o ok 01 13 FIGURA 4 Desviaciones absolutas para BOC1 Koslodoy 2 SPPS 1 TABLA 2 Dispersi n y valores m ximos de las desviaciones absolutas al inicio de los tres primeros ciclos de LOVISA 1 o E max E max TABLA 3 Dispersi n y valores m ximos de las desviaciones absolutas al inicio del ciclo 11 Loviisa 1 y ciclo 8 Loviisa 2 Estado del o E max E max Reactor La Tabla 4 muestra los valores de la concentraci n cr tica de boro calculada con el SPPS 1 y medida en el estado final a potencia de los tres primeros ciclos de LOVIISA 1 TABLA 4 Concentraci n cr tica de boro en el estado final a potencia de los tres primeros ciclos de LOVISA 1 Estado del Cpt cal g Kg Cpi med Reactor B a e Kg EOC1 0 038 TABLA 5 Concentraci n cr tica de cido b rico al inicio del primer tercer y onceno ciclos de LOVISA 1 Estado del CCH BOy crit cal CCH BO crit med Reactor g Kg e Kg BOC11 10 36 10 66 La tabla 5 muestra los valores de la concentraci n cr tica de cido b rico calculada con el SPPS 1 y medida a potencia cero al inicio del primer tercer y onceno ciclos de LOVISA 1 La Tabla 6 muestra la comparaci n entre los valores de los coeficientes de reactividad por temperatura y potencia medidos en diferentes estados al inicio de LOVIISA 1 y los calculados con el simulador BIPR 5AK V CONSIDERACIONES SOBRE LA GARANT A DE CA
6. LIDAD DEL SISTEMA DE CODIGOS El sistema de c digos empleado ha alcanzado un nivel adecuado de madurez y se ha ido desarrollando en dependencia del nivel requerido de exactitud de los c lculos Como resultado de su desarrollo han sido introducidos una serie de cambios tanto en los c digos como en la documentaci n los cuales han sido adecuadamente registrados Se han implementado procedimientos de control del paquete de c digos y su documentaci n todos los componentes del sistema de c digos fuentes bibliotecas de constantes documentaci n etc tienen una nica identificaci n y se cuenta con los Benchmark requeridos para la validaci n y verificaci n de los c digos modificados Los cambios introducidos tanto en los c digos como en la documentaci n han sido registrados TABLA 6 Coeficientes de reactividad para diferentes estados del primer ciclo de LOVIISA 1 Potencia Posici n T rmica Barras de I 8 Regulac Kg Mwt cm Error Switch Ccnu 3o T n0 Clir ror Switch argumen t not argume nt not specified oo oo specified Ccn B0 Error Switch argument not specified Concentraci n de cido b rico Temperatura del agua a la entrada del n cleo Temperatura media del agua en el n cleo Se dispone de una estructura consistente para desarrollar instalar mantener y controlar los c digos en las computadoras Los c digos fuentes se almacenan en localizaciones particula
7. a WIMS D 4 input data preparation code for VVERs Technical Committee Meeting on LWR Core Design Parameters Rez Czech and Slovak Federal Republic 1991 7 PETKOV P Soluci n de la ecuaci n de la difusi n de dos grupos en aproximaci n asint tica T 1 p 53 Grupo 2 CTL Bulgaria 1986 8 PETKOV P APOSTOLOV T Programa BIPR 5AK Manual del usuario KFKI ZR 6 535 1983 Budapest 1983 9 KOJANOVSKAIA L V SUSLOV A A Programa BIPR 7 Valoraci n de la exactitud sobre la base de la comparaci n con datos de puesta en marcha y explotaci n de los reactores VVER 440 KFKI ZR 6 560 1988 10 M Serradet Programa Nucleoenergetico Cubano Seminario regional sobre informaci n p blica de Energ a Nuclear Habana 1995 11 D Milian L Turtos Evaluaci n del comportamiento del combustible nuclear en condiciones de operaci n normal Anuario del Centro de Tecnologia Nuclear Cuba 1996 12 D Milian y otros M todos de calculo para el an lisis de los accidentes de reactividad en los reactores VVER 440 Anuario CTN 1996 ABSTRACT In this paper the most notable results obtained in Cuba for the Juragu Nuclear Power Plant INPP in core fuel management are shown The main characteristic of the codes used to solve the usual sequence of neutron physical calculations available in our code library are reported The validation of the codes was based on estimations of their accuracy by mean of intercomparisson of calcula
8. an lisis de seguridad y aspectos de explotaci n Durante la elaboraci n de cada uno de los aspectos de los c lculos de las CFN del n cleo se seguir un procedimiento que incluye la formulaci n de la condici n o el limite examinado y la discusi n de dicha condici n desde el punto de vista f sico neutr nico y de seguridad Los objetivos de los c lculos de las CFN a incluir en la elaboraci n del IPS de los reactores VVER 440 son los siguientes e Comprobar el cumplimiento de las condiciones de seguridad nuclear y determinar exactamente la capacidad y funciones del n cleo los sistemas de regulaci n del reactor etc e Determinar el diapas n y la dependencia de los par metros investigados vinculados con los c lculos termohidra licos e Evaluaci n de la exactitud de las caracter sticas determinadas Por las tem ticas que se abordan es posible subdividir estos aspectos en cuatro grupos generales de la siguiente forma 1 Observancia de la capacidad de trabajo del n cleo Se determinar n las caracter sticas fundamentales incluyendo los sistemas de regulaci n el balance de reactividad longitud del trabajo de las cargas y el quemado del combustible 2 Comprobaci n de la imposibilidad de surgimiento de una reacci n en cadena no controlable Se determinar la subcriticidad del n cleo en los estados determinados los coeficientes de reactividad los m rgenes de parada 3 Investigaci n de las condiciones
9. ci n I INTRODUCCI N TABLA 1 Datos t cnicos de la CEN Juragu La CEN de Juragu 1 consta de dos unidades con reactores tipo VVER 440 PWR modelo B 318 Potencia T rmica 1375 Mw Potencia El ctrica Bruta 417 Mw antis smico de fabricaci n rusa cuyos datos t cnicos Eficiencia 30 Conjuntos Combustibles hexagonales 349 Conjuntos del Sistema de Protecci n y 37 fundamentales estan contenidos en la Tabla 1 La situaci n actual y perspectivas del proyecto son las siguientes la construcci n de la CEN fue paralizada temporalmente en 1992 debido a cambios en las Control Absorbentes Carga Combustible condiciones econ micas para la colaboraci n comercial del pa s suministrador aunque ha sido garantizado por el mismo el financiamiento para la conservaci n Se acord la conveniencia de crear una asociaci n econ mica para financiar la conclusi n de la construcci n de la CEN Juragu donde intervengan terceros socios Adem s se firm un contrato con varias firmas occidentales para la realizaci n de un Estudio de Factibilidad T cnico Econ mica para el completamiento de la CEN Juragu donde tambi n participaron las partes rusa y cubana Dicho estudio concluy en el a o 1995 con resultados satisfactorios quedando pendiente a n la formaci n de la asociaci n econ mica Lazos del esquema t rmico Generadores de Vapor horizontales Bombas Principales de Circulaci n N y Potencia de los Turb
10. ctor se usa el c digo FSG Adicionalmente para la realizaci n de los c lculos f sico neutr nicos globales se cuenta con otros c digos adquiridos a trav s de la biblioteca de programas del CTI algunos de ellos han sido modificados y creado sus respectivas versiones en PC Entre los m s importantes est n BIPR 6 y BIPR 7 Son simuladores est ticos tridimensionales que se basan en la aproximaci n de difusi n de dos grupos y que emplean una red gruesa con un molde con 7 puntos por conjunto combustible en el plano y 10 puntos por la altura Para tener en cuenta la fuga de neutrones t rmicos a trav s de la frontera del conjunto combustible aplica la llamada aproximaci n de dos semiespacios DERAB II E y HEXAB2DB Realizan el c lculo bidimensional del microcampo de la liberaci n de energ a del conjunto combustible del reactor VVER Se fundamenta en la aproximaci n de difusi n de dos grupos IV VALIDACI N DEL SISTEMA DE C DIGOS Es una pr ctica actual validar al sistema c digo usuario y no al c digo de forma aislada Bajo este concepto se han realizado en Cuba diferentes trabajos en esta direcci n Los m s importantes tuvieron lugar a trav s de la participaci n del programa coordinado del OIEA Validaci n de paquetes de programas para la gesti n del combustible en el n cleo de los reactores y mediante la colaboraci n con otras organizaciones dentro del marco del CTL Como resultado de las tareas resueltas
11. l c lculo est tico tridimensional creaci n de versiones de los c digos para PC el pre y post procesamiento de la informaci n etc e Los trabajos de validaci n y verificaci n del Sistema C digo Usuario e Los antecedentes de elaboraci n de trabajos similares e El intercambio con los autores de los c digos y experiencia de aplicaci n en la CEN KOZLODUY REFERENCIAS 1 Mili n D C Garc a R Quintero et al Informe Final del Tema de Investigaci n Investigaci n de Par metros de la Seguridad Nuclear y de la Optimizaci n del Combustible Nuclear de los Reactores VVER 440 de la CEN Juragu 1989 Cuba En espa ol 2 Mili n D R Quintero et al Reporte sobre el Sistema de Programas del Centro de Tecnolog a Nuclear para Ejecutar los C lculos F sicos del Dise o Nuclear y las Evaluaciones de Criticidad del Almacenamiento y Transportaci n del Combustible Nuclear Fresco e Irradiado de la Central Electronuclear de Juragu Cuba 1996 En espa ol 3 Mili n D HEXAG PC C digo de dos dimensiones de red fina Revista Nucleus Fondo Nacional de Manuscritos de la ACC 1993 En espa ol 4 Mili n D C Garc a R Quintero et al In core fuel management code package validation for WWERs TAEA TECDOC 847 1995 En ingl s 5 TEPLOELECTROPROYECT Proyecto T cnico de la CEN Juragu Parte XI Anexo 4 y Libro 2 Leningrado 1981 6 Gonz lez A L pez D Mili n D Alvarez C PREWIMS VVER
12. las barras de control La parte neutr nica se basa en la soluci n de la ecuaci n de difusi n dependiente del tiempo y el espacio en dos dimensiones y a dos grupos energ ticos con retroalimentaci n por temperatura Tambi n resuelve las ecuaciones termohidr ulicas para el refrigerante en canales paralelos m ltiples Aplica la ecuaci n de la conducci n del calor en la pastilla la holgura y la envoltura as como la din mica del fluido es descrita por un modelo no homog neo en desequilibrio y flujo bif sico basado en la partici n de la energ a entre las dos fases Para la modelaci n del comportamiento termomec nico del combustible de los reactores VVER en condiciones operacionales se desarroll el sistema PIN FUEL a partir del c digo PIN MICRO adquirido del NEA DATA BANK al cual le fue modificada la entrada salida para acoplarlo con el sistema FUEL desarrollado en MS Access 2 0 que permite automatizar el pre y post procesamiento de la informaci n Se necesita como informaci n de entrada para los c lculos termomec nicos con el c digo PIN MICRO la composici n material y las caracter sticas geom tricas e hidr ulicas del elemento combustible y del canal reportadas por proyecto y la historia operacional obtenida de los c lculos globales de difusi n con los c digos SPPS 1 y HEXAG Para la determinaci n de las fuentes de fisi n que se emplean en los c lculos de fluencia de neutrones r pidos a la vasija del rea
13. ogeneradores 2 220 Mw Il ANTECEDENTES DEL SISTEMA ACTUAL DE C LCULO F SICO NEUTR NICO PARA LA GESTI N DEL COMBUSTIBLE EN LA CEN JURAGU Los antecedentes de estos trabajos en Cuba datan del a o 1981 cuando se comenz a calcular para reproducir la informaci n de proyecto de la CEN de Kosloduy primero y Juragu despu s Los trabajos principales en este sentido fueron realizados en el marco de un proyecto de investigaci n y desarrollo 1986 1988 donde se investigaron los par metros de la seguridad nuclear y de la optimizaci n del combustible de los reactores VVER 440 de la CEN de Juragu Los resultados de dicho proyecto permitieron realizar una verificaci n detallada de la informaci n presentada por el suministrador en el Proyecto T cnico de la CEN de Juragu y adem s se investigaron las caracter sticas f sico neutr nica CFN de las cargas combustibles all propuestas Tambi n se investigaron nuevas cargas combustibles del tipo de patrones de bajas fugas neutr nicas Hasta ese momento los trabajos de c lculo de CEN se realizaron empleando c digos obtenidos de la biblioteca de programas del Colectivo Temporal Internacional para el Estudio de los Problemas de la F sica de los reactores VVER CTI soportados en computadoras del tipo mainframe A partir de ese momento se encaminaron los esfuerzos hacia el desarrollo completamiento verificaci n y validaci n de un paquete de c digos de c lculo soportad
14. os en computadoras personales PC que permita la ejecuci n de los c lculos f sico neutr nico en todas sus etapas con una exactitud y confiabilidad aceptables para enfrentar el proceso de licenciamiento de la CEN de Juragu y la confecci n del Informe Preliminar de Seguridad MI SISTEMA ACTUAL DE C DIGOS PARA LA GESTION DEL COMBUSTIBLE El sistema est formado por c digos que permiten realizar los an lisis nucleares de los reactores VVER 440 Comienza con la generaci n y procesamiento de bibliotecas de constantes de grupo y concluye con la simulaci n est tica tri y bidimensional del trabajo y los an lisis din micos del reactor Los c digos est n soportados en el superlenguaje FORTRAN 77 est ndar y puestos a punto en m quinas computadoras personales Se han desarrollado un conjunto de m dulos interfaces para la transferencia de ficheros lo cual garantiza la automatizaci n de los c lculos Otros m dulos se utilizan para el post procesamiento de los resultados del c lculo global del reactor En la Fig 1 se muestra el esquema de las etapas y c digos empleados en el sistema de c lculo El c digo PREWIMS VVER 2 prepara los datos de entrada del c digo WIMS D 4 y fue desarrollado a partir del MAR A SYSTEM considerando las particularidades del n cleo de los reactores VVER 440 El c digo WIMS D 4 genera las bibliotecas de secciones eficaces a pocos grupos utilizando la biblioteca de 69 grupos y 101 elementos
15. res e independientes de los m dulos objetos y ejecutables De igual forma se localizan las bibliotecas de constantes la entrada y salida de los c digos y los resultados de la resoluci n de Benchmarks Adem s se han desarrollado procedimientos para compilar linkear instalar y ejecutar correctamente los c digos en la computadora Los procedimientos de trabajo establecidos con el sistema de c digos permite de forma ordenada la actualizaci n de los c digos y bibliotecas por el personal competente e imposibilita la realizaci n de cambios involuntarios o no autorizados en los mismos Estos procedimientos est n recogidos en el manual de garant a de calidad del laboratorio VI CONSIDERACIONES SOBRE LA ORGANIZACI N DE LOS C LCULOS PARA LA CONFECCI N DEL INFORME PRELIMINAR DE SEGURIDAD Los c lculos de las caracter sticas f sico neutr nicas CFN del n cleo para el Informe Preliminar de Seguridad ser n elaborado atendiendo a las normas e indicaciones establecidas por El RGANO REGULADOR cubano Los c lculos que se presentar n resumir n todas las caracter sticas b sicas del n cleo de p x10 N Mwt Er ror Switch argument not specified p od t C Error Switch argument not specified forma tal que se alcancen los objetivos propuestos y se ofrezcan los indicadores b sicos necesario para la elaboraci n de los dem s aspectos del informe Caracter sticas termohidraulicas
16. se han comparado los c lculos realizados con el sistema de c digos empleados con datos experimentales de conjuntos cr ticos con datos de explotaci n de las centrales de Kosloduy Bulgaria y Loviisa Finlandia y con los resultados de c lculo de otros c digos ya validados Dentro de los trabajos m s importantes de validaci n se encuentran la resoluci n de la tarea de prueba con carga combustible standard del reactor Loviisa 1 ciclos 1 2 y 3 con los simuladores est ticos SPPS 1 BIPR 6 y BIPR 7 La resoluci n de la tarea de prueba de los 6 primeros ciclos de segundo bloque de la CEN de Kosloduy con el programa SPPS 1 y la resoluci n de la tarea de prueba sobre cargas de bajas fugas de la CEN de Loviisa ciclo 11 y 8 de los bloques 1 y 2 respectivamente con los c digos SPPS 1 y BIPR 6 A partir de 1989 los trabajos de validaci n y verificaci n de los c digos de c lculo se enfocaron al proceso de conversi n de los c digos utilizados de m quinas computadoras del tipo mainframe a PC La Fig 2 muestra la comparaci n entre las distribuciones de potencia calculada con el simulador SPPS 1 y medida para el comienzo del primer ciclo de LOVIISA 1 46 N Conjunto sector de 60 de simetria 46 47 3 4 Desviaci n Cal Med 1009 3 49 1 45 38 39 4 4M 2 74 1 29 1 83 1 56 Nohay Medici n 30 31 32 33 34 0 43 0 50 1 64 21 22 23 24 25 26 27 3 62 0 23 0 86 2 82 0 35 0 81 0 71 11 12 13 14 15 16 17 18 19 1 69
17. superior para cada una de las cargas de combustible previstas en el dise o 3 An lisis de los procesos transitorios que ocurren despu s de una variaci n de la potencia Se eval an los procesos transitorios relacionados con el envenenamiento por xen n y samario Desde el punto de vista de la seguridad se le presta especial atenci n a la velocidad m xima de introducci n de reactividad positiva por decaimiento del Xe 135 y el m todo de compensaci n con el absorbedor l quido para lo cual debe analizarse el proceso que ocurre despu s de la disminuci n de la potencia hasta cero en el transcurso del tiempo hasta que se alcance del envenenamiento m ximo aproximadamente 10 horas y despu s el retorno instantant neo a la potencia nominal Se verifica tambi n el cumplimiento de los l mites de distribuci n de la potencia y las caracter sticas de los coeficientes de reactividad durante los procesos transitorios que tienen lugar VII CONCLUSIONES Los resultados obtenidos desde 1981 hasta la fecha en el c lculo global del reactor han permitido crear capacidades para ejecutar trabajos con prop sitos de licenciamiento Los aspectos que fundamentalmente avalan estas capacidades son e La asimilaci n formaci n y automatizaci n de un paquete de c digos e El desarrollo de c digos para el c lculo del microcampo de la potencia la preparaci n de bibliotecas de constantes parametrizadas la ampliaci n de las posibilidades de
18. ted and WWER 440 NPP s operation data A brief summary of the extensive calculations carried out for the elaboration of the JNPP Preliminary Safety Report is presented This report is one of the exigences determined by the Cuban Nuclear Agency to release the General Permission for restart the works in the plant
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