基于RELAP5的三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆典型LOCA分析

孟召燦，王 溪，李 飛，傅孝良，沈 峰

（1.國(guó)核（北京）科學(xué)技術(shù)研究院有限公司，北京 100029；2.國(guó)家核電軟件技術(shù)中心，北京 100029）

我國(guó)引進(jìn)美國(guó)非能動(dòng)先進(jìn)反應(yīng)堆AP1000技術(shù)來(lái)開展自主化依托項(xiàng)目建設(shè)，并通過壓水堆重大專項(xiàng)，正在走一條引進(jìn)、吸收、消化、再創(chuàng)新的國(guó)產(chǎn)化道路，研發(fā)形成國(guó)產(chǎn)CAP1400反應(yīng)堆［1］。CAP1400仍沿用兩環(huán)路設(shè)計(jì)，由于環(huán)路中主管道尺寸以及單臺(tái)蒸汽發(fā)生器容量的限制，兩環(huán)路方案限制了反應(yīng)堆功率進(jìn)一步增大的空間。本文通過在AP1000反應(yīng)堆環(huán)路設(shè)計(jì)基礎(chǔ)上增加一個(gè)環(huán)路的方法，并考慮堆芯、安全設(shè)施的相應(yīng)變更，給出一種三環(huán)路大型非能動(dòng)反應(yīng)堆初步方案，可不需大規(guī)模改動(dòng)現(xiàn)有反應(yīng)堆設(shè)備的情況下實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆功率的進(jìn)一步放大，并仍保留非能動(dòng)安全的特性。針對(duì)該三環(huán)路方案，應(yīng)用RELAP5 系統(tǒng)程序建立計(jì)算模型，并開展冷端雙端剪切斷裂（DECLG）和2英寸小破口兩個(gè)典型LOCA 序列下三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆的事故序列分析。

1 三環(huán)路非能動(dòng)大型反應(yīng)堆系統(tǒng)模型介紹

1.1 反應(yīng)堆系統(tǒng)方案

本文中的三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆系統(tǒng)是在兩環(huán)路AP1000堆型數(shù)據(jù)基礎(chǔ)上通過增加一個(gè)冷卻劑環(huán)路得到的，并相應(yīng)調(diào)整了如壓力容器、穩(wěn)壓器設(shè)備容量，增加了安注序列。本文中給出的三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆方案列于表1。

1.2 三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆系統(tǒng)RELAP5模型

本文中三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆的RELAP5／MOD3.4計(jì)算模型涉及核電廠核島所有主要系統(tǒng)，包括一回路、二回路和非能動(dòng)安全系統(tǒng)等，圖1為本文計(jì)算模型的節(jié)點(diǎn)劃分示意圖。

三環(huán)路反應(yīng)堆參數(shù) 數(shù)值反應(yīng)堆核功率 5 000 MW反應(yīng)堆熱功率 5 022 MW燃料組件盒數(shù) 241反應(yīng)堆冷卻劑環(huán)路數(shù) 3非能動(dòng)直接安注管（DVI）線數(shù) 3堆芯補(bǔ)水箱（CMT）型式／個(gè)數(shù) AP1000型／3蓄壓箱（ACC）型式／個(gè)數(shù) AP1000型／3內(nèi)置換料水箱（IRWST）容量 3 475m3非能動(dòng)余熱排出熱交換器（PRHR）型式／列數(shù) AP1000型／2第4級(jí)自動(dòng)泄壓系統(tǒng)（ADS-4）型式／個(gè)數(shù) AP1000型／3

核島主系統(tǒng)計(jì)算區(qū)域［3］劃分為：壓力容器；穩(wěn)壓器和波動(dòng)管線；主管道和泵；蒸汽發(fā)生器和蒸汽管路；非能動(dòng)堆芯冷卻系統(tǒng)（包括蓄壓箱、堆芯補(bǔ)水箱、安全殼內(nèi)置換料水箱和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)等）。

反應(yīng)堆的3個(gè)環(huán)路是相似的，每一環(huán)路均包括1條熱管段、蒸汽發(fā)生器、兩條冷管段和2臺(tái)屏蔽泵。穩(wěn)壓器位于環(huán)路1上，3個(gè)堆芯補(bǔ)水箱的壓力平衡管線分別被連接到環(huán)路2和環(huán)路3的冷管段上。蓄壓箱、堆芯補(bǔ)水箱和換料水箱排出管線均連接到直接安注管線上。

圖1 三環(huán)路非能動(dòng)壓水堆RELAP5節(jié)點(diǎn)圖Fig.1 Sketch of three-loop passive PWR RELAP5model

所建立的模型可分析如事故瞬態(tài)，小、中、大破口LOCA 等事件，并具有足夠的精度，模型中的節(jié)點(diǎn)劃分方法適用于對(duì)短期瞬態(tài)和長(zhǎng)期過程的分析。

2 RELAP5系統(tǒng)程序介紹

輕水反應(yīng)堆瞬態(tài)分析程序RELAP5 是Idaho國(guó)家工程實(shí)驗(yàn)室為美國(guó)核管會(huì)開發(fā)的系統(tǒng)程序，該程序被用于為核能法律規(guī)章的制定、許可證審查提供依據(jù)，對(duì)事故緩解策略的評(píng)價(jià)，對(duì)操作規(guī)程的評(píng)價(jià)以及對(duì)實(shí)驗(yàn)項(xiàng)目的預(yù)分析［4］。

RELAP5／MOD3程序的兩相流計(jì)算采用非均勻流、非平衡態(tài)的兩流體模型。程序中包含多種通用部件的模型，一般的系統(tǒng)都可用這些通用模型來(lái)模擬。通用部件模型包括泵、閥門、管道、熱構(gòu)件、反應(yīng)堆點(diǎn)動(dòng)力學(xué)、噴射泵、汽輪機(jī)、汽水分離器、蓄壓箱和控制系統(tǒng)部件等。另外，程序中還包括一些特殊過程的模型，通過這些特殊過程的模型來(lái)模擬諸如局部壓降、截面突變處的流動(dòng)、分層流、雍塞流、硼濃度和不可壓縮氣體輸運(yùn)等特殊過程［5］。

3 典型LOCA計(jì)算分析

3.1 穩(wěn)態(tài)計(jì)算結(jié)果

表2列出本文所開發(fā)計(jì)算模型的穩(wěn)態(tài)計(jì)算結(jié)果。

編號(hào) 名稱 計(jì)算值 參考值1 堆芯額定熱功率 5 000 MW 5 000 MW 2 NSSS額定熱功率 5 016 MW 5 022 MW 6 一回路壓力 15.34 MPa 15.51 MPa 7 反應(yīng)堆平均溫度 302.6 ℃ 303 ℃8 每環(huán)路流量 33 907m3／h 35 000m3／h 9 壓力容器入口溫度 280.8 ℃ 285 ℃10 壓力容器出口溫度 322.3 ℃ 325 ℃11 壓力容器出入口溫差 41.5 ℃ 40 ℃12 主蒸汽壓力 5.86 MPa 5.84 MPa 15 每環(huán)路蒸汽流量 920kg／s 924kg／s

3.2 DECLG 事故計(jì)算

1）事故計(jì)算實(shí)現(xiàn)方法

在以上描述的系統(tǒng)模型基礎(chǔ)上，為實(shí)現(xiàn)對(duì)DECLG 事故的計(jì)算，在冷管段中增加了破口相關(guān)組件，如圖2所示。圖中為第二環(huán)路的兩條冷管段，破口發(fā)生在其中一條冷管段上，虛線部分為破口相關(guān)組件。在事故計(jì)算中，冷管段節(jié)點(diǎn)253、255之間原有連接被刪除，同時(shí)兩個(gè)破口端分別由Trip Valve 981、982連接到安全殼的模擬節(jié)點(diǎn)，實(shí)現(xiàn)一回路冷卻劑向安全殼節(jié)點(diǎn)的噴放。

圖2 DECLG 事故破口模型設(shè)置Fig.2 Break model of DECLG accident

在模擬破口的接管上，流動(dòng)面積為冷管道橫截面積，形阻系數(shù)為0，對(duì)過冷流體、兩相流體、過熱蒸汽的噴放系數(shù)分別應(yīng)用0.8、1.0、1.0。

2）DECLG 事故瞬態(tài)過程

應(yīng)用本文RELAP5計(jì)算模型首先計(jì)算得到3.1節(jié)的穩(wěn)態(tài)結(jié)果，在此基礎(chǔ)上引入事故，進(jìn)行再啟動(dòng)計(jì)算。事故從0s時(shí)刻開始，時(shí)間為負(fù)值時(shí)表示為事故發(fā)生前的穩(wěn)態(tài)過程。

事故計(jì)算中，破口發(fā)生于環(huán)路二的冷管道上，由Trip Valve組件模擬，該冷管道上未連接CMT平衡管線、噴淋管線等。事故發(fā)生后，破口接管立即打開，并假設(shè)主泵立即停閉開始惰轉(zhuǎn)，約1.38s停堆信號(hào)產(chǎn)生，約6.5s后“S”信號(hào)產(chǎn)生。

圖3 DECLG 事故穩(wěn)壓器內(nèi)壓力變化Fig.3 Pressure in PZR of DECLG accident

破口發(fā)生后，系統(tǒng)壓力迅速下降（圖3），一回路冷卻劑迅速?gòu)钠瓶趪姺胚M(jìn)入安全殼節(jié)點(diǎn)，這將造成安全殼內(nèi)超壓，并最早觸發(fā)“S”信號(hào)。反應(yīng)堆總功率在停堆信號(hào)和反應(yīng)性反饋?zhàn)饔孟卵杆傧陆?，并過渡到衰變功率水平。

破口質(zhì)量流量從無(wú)到有瞬間達(dá)到極大值，然后又隨著系統(tǒng)壓力的降低快速減小，如圖4所示。該階段即為大破口失水事故的噴放階段，冷卻劑通過強(qiáng)迫對(duì)流換熱將堆內(nèi)熱量排出堆芯，部分冷卻劑發(fā)展為完全的泡核沸騰。圖中RPV 側(cè)破口質(zhì)量流速為負(fù)表示冷卻劑從RPV 環(huán)形下降通道反向流到破口。噴放階段在系統(tǒng)壓力接近安全殼節(jié)點(diǎn)壓力后結(jié)束。

圖4 DECLG 事故破口處接管質(zhì)量流量Fig.4 Mass flow of break of DECLG accident

事故發(fā)生17s后，系統(tǒng)壓力迅速下降到蓄壓箱整定壓力4.826 MPa，ACC 開始蓄壓安注（圖5），安注流量首先被主流體夾帶由破口流出，在破口發(fā)生約40s后，ACC 安注流量開始進(jìn)入到堆芯（圖6）。事故初期，ACC 安注流量在DVI內(nèi)產(chǎn)生的壓力阻止了CMT 的注入，隨ACC安注流量的減小和DVI內(nèi)壓力的下降，CMT 重 新 開 始 注 入。從 圖5 可 看 出，ACC 的大流量蓄壓安注在約300s時(shí)結(jié)束，CMT 重新注入的同時(shí)，IRWST 的重力注入也幾乎同時(shí)開始，且流量較CMT 注入更大。這說(shuō)明在ADS未投入的情況下由于雙端剪切斷裂大破口的泄壓作用，以及事故后安全殼內(nèi)壓力的升高，事故后300s，系統(tǒng)內(nèi)壓力已接近安全殼內(nèi)壓力，IRWST 的重力注入得以實(shí)現(xiàn)。

圖5 DECLG 事故安注流量Fig.5 Mass flow of injections of DECLG accident

圖6 壓力容器下降段塌陷水位Fig.6 Collapsed level in downcomer

冷段雙端剪切事故發(fā)生后的噴放階段，破口處冷卻劑在壓差作用下迅速流出，堆芯流量在短時(shí)間內(nèi)經(jīng)歷了流量下降、滯止、倒流，并排空的過程。緊接著ACC 投入，短時(shí)間內(nèi)的大流量安注使得壓力容器內(nèi)再充水，并在約150s，堆芯重新被淹沒，如圖6 和7 所示。該結(jié)果說(shuō)明，現(xiàn)有ACC 的安注特性能在發(fā)生大破口事故后，迅速向壓力容器內(nèi)補(bǔ)充水裝量，在短時(shí)間內(nèi)恢復(fù)對(duì)堆芯的淹沒。事故后約300s，ACC 的 蓄 壓 安 注 結(jié) 束，CMT 和IRWST繼續(xù)向壓力容器內(nèi)注入硼水，并依賴IRWST的大裝量，維持對(duì)堆芯的長(zhǎng)期淹沒，阻止事故的進(jìn)一步惡化。

圖7 堆芯區(qū)域坍塌水位Fig.7 Collapsed level in core

圖8示出堆芯燃料的包殼溫度在事故瞬態(tài)過程中的變化。破口發(fā)生后，堆芯流量迅速降低并排空，堆芯傳熱惡化，包殼溫度升高。隨著堆芯的倒流和排空，壓力容器上腔室內(nèi)水裝量開始向下進(jìn)入到堆芯，對(duì)堆芯起到了一定冷卻作用，使燃料包殼溫度降低，出現(xiàn)了第一燃料包殼峰值溫度。短時(shí)間內(nèi)上腔室排空，堆芯傳熱進(jìn)一步惡化，直到ACC的安注流量開始進(jìn)入堆芯，包殼溫度再次開始降低，此時(shí)出現(xiàn)了第二燃料包殼峰值溫度。并最終由于堆芯的完全淹沒，包殼溫度降低到與堆芯內(nèi)冷卻劑接近的較低溫度。在整個(gè)燃料包殼傳熱惡化的過程中，第二燃料包殼峰值溫度達(dá)到最高的1 005K，遠(yuǎn)低于設(shè)計(jì)要求的1 473.5K 的接受準(zhǔn)則。

圖8 DECLG 事故燃料包殼溫度Fig.8 Temperature of fuel cladding of DECLG accident

通過對(duì)雙端剪切斷裂大破口事故的分析計(jì)算，說(shuō)明本文中三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)對(duì)于緩解這類極限大破口LOCA 是有效的。事故發(fā)生后，堆芯迅速排空且系統(tǒng)得到迅速降壓，ACC的投入在短時(shí)間內(nèi)使堆芯重新淹沒，阻止了堆芯換熱的進(jìn)一步惡化。CMT 的投入以及IRWST 的安注流量在ACC 排空后提供了長(zhǎng)期的安注水源，使堆芯長(zhǎng)期維持淹沒，在整個(gè)事故過程中，堆芯包殼峰值溫度低于NRC50.46中規(guī)定的溫度限值，堆芯維持可冷卻狀態(tài)。

3.3 2英寸小破口失水事故計(jì)算

1）事故計(jì)算實(shí)現(xiàn)方法

在本文RELAP5穩(wěn)態(tài)計(jì)算模型基礎(chǔ)上，為實(shí)現(xiàn)對(duì)2英寸小破口失水事故的計(jì)算，在冷管段中增加了破口相關(guān)組件，如圖9所示。圖中為第二環(huán)路的兩條冷管段，破口發(fā)生在其中一條冷管段上，虛線部分為破口相關(guān)組件。在事故計(jì)算中，冷管段節(jié)點(diǎn)253、255之間原有連接接管不變，破口接管Trip Valve 981將主管道節(jié)點(diǎn)253出口連接到安全殼的模擬節(jié)點(diǎn)，實(shí)現(xiàn)一回路冷卻劑向安全殼節(jié)點(diǎn)的噴放。

圖9 2英寸小破口事故破口模型設(shè)置Fig.9 Break model of 2inches SBLOCA

在模擬破口的接管上，流動(dòng)面積為2英寸當(dāng)量直徑對(duì)應(yīng)的20.27cm2，形阻系數(shù)為0，對(duì)過冷流體、兩相流體、過熱蒸汽的噴放系數(shù)分別應(yīng)用0.8、1.0、1.0。

2）2英寸小破口事故瞬態(tài)過程

事故發(fā)生前，系統(tǒng)運(yùn)行于3.1節(jié)滿功率穩(wěn)態(tài)工況，堆芯的核功率通過冷卻劑的強(qiáng)制循環(huán)傳遞給蒸汽發(fā)生器。在冷管道的2英寸小破口發(fā)生后，冷卻劑開始由破口排出，受到破口尺寸及臨界流動(dòng)的限制，冷卻劑初始噴放流量約為200kg／s（圖10）。小破口的噴放流量大于上充下泄系統(tǒng)對(duì)一回路冷卻劑的補(bǔ)水能力，一回路冷卻劑裝量開始減小，并首先表現(xiàn)為穩(wěn)壓器內(nèi)的水位降低（圖11）。并隨著一回路水裝量的減少，系統(tǒng)壓力跟著降低（圖12）。穩(wěn)壓器低壓力信號(hào)在約122s觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，并由于壓力的繼續(xù)降低，達(dá)到觸發(fā)“S”信號(hào)的整定壓力11.72 MPa，安注系統(tǒng)和非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)開始投入。

圖10 2英寸SBLOCA 破口處接管質(zhì)量流量Fig.10 Mass flow of break of 2inches SBLOCA

圖11 2英寸SBLOCA 穩(wěn)壓器水裝量變化Fig.11 Water inventory in PZR of 2inches SBLOCA

圖12 2英寸SBLOCA 穩(wěn)壓器內(nèi)壓力變化Fig.12 Pressure in PZR of 2inches SBLOCA

堆芯補(bǔ)水箱運(yùn)行于系統(tǒng)壓力下，在小破口事故發(fā)生后提供高壓安注流量。堆芯補(bǔ)水箱與蓄壓箱及IRWST 共用安注管道，其中裝有高濃度的含硼水，用來(lái)提高反應(yīng)堆停堆深度。堆芯補(bǔ)水箱利用冷熱水間的重力壓頭差值注入壓力容器，堆芯補(bǔ)水箱位于壓力容器之上的位置，上部通過平衡管道與冷管段連接?！癝”信號(hào)產(chǎn)生后，CMT 隔離閥門打開，CMT 中的冷水依靠重力差開始向壓力容器內(nèi)注入（圖13）。

蓄壓箱在SBLOCA 中提供額外的含硼水，每個(gè)蓄壓箱體積為56.6m3，其中48.1m3為水體積。蓄壓箱初始?jí)毫?.83MPa，當(dāng)系統(tǒng)壓力降低到該壓力以下后，會(huì)促使蓄壓箱內(nèi)的含硼水進(jìn)入到壓力容器內(nèi)（圖13）。

IRWST 提供了一個(gè)長(zhǎng)期冷卻的水源，IRWST的水依靠重力注入到一回路，該重力驅(qū)動(dòng)壓頭約為8.96×104Pa。在SBLOCA 中，為使系統(tǒng)充分降壓，需要自動(dòng)降壓系統(tǒng)閥門打開。自動(dòng)降壓系統(tǒng)通過一系列閥門的打開，將系統(tǒng)內(nèi)壓力逐步降低到接近安全殼內(nèi)壓力，使得IRWST內(nèi)含硼水得以進(jìn)入一回路系統(tǒng)（圖13）。

圖13 2英寸SBLOCA 安注流量Fig.13 Mass flow of injections of 2inches SBLOCA

一回路壓力持續(xù)降低，當(dāng)達(dá)到約8 MPa后的一段時(shí)間內(nèi)，系統(tǒng)壓力下降緩慢，這是因?yàn)橐詨毫θ萜魃锨皇覟橹鞯囊换芈防鋮s劑由于壓力的降低開始沸騰，產(chǎn)生的蒸汽暫時(shí)減緩了系統(tǒng)內(nèi)壓力的降低（圖12）。在該段時(shí)間內(nèi)，CMT繼續(xù)向一回路系統(tǒng)補(bǔ)充冷卻劑，并且也是小破口事故中非能動(dòng)余熱排出系統(tǒng)投入工作的主要時(shí)間段（圖14）。由于PRHR 的冷卻作用，冷管段的冷卻劑溫度明顯降低，空泡份額減小，這造成了破口質(zhì)量噴放流量的增加（圖10）。同時(shí)由于PRHR 投入對(duì)一回路冷卻劑的冷卻作用，一段時(shí)間后使得一回路冷卻劑溫度低于當(dāng)時(shí)壓力對(duì)應(yīng)下的沸點(diǎn)溫度，系統(tǒng)壓力再次開始下降，并使得ACC注入開始。

圖14 非能動(dòng)余熱排出熱交換器的換熱功率Fig.14 Heat transfer in PRHR of 2inches SBLOCA

在事故發(fā)生后，一回路系統(tǒng)通過破口不斷喪失冷卻劑，此時(shí)堆芯補(bǔ)水箱在高壓下向壓力容器內(nèi)注入含硼水。當(dāng)堆芯補(bǔ)水箱中的液位低于67.5%后，ADS第1～3級(jí)閥門打開，加速一回路系統(tǒng)的降壓，當(dāng)液位低于20%時(shí)，連接于熱管段的ADS第4級(jí)閥門打開，使系統(tǒng)充分降壓，保證IRWST 重力注入的順利投入。

事故后系統(tǒng)內(nèi)壓力不斷降低，一回路水裝量通過破口不斷流失，堆芯補(bǔ)水箱和蓄壓箱通過安注管線直接向壓力容器內(nèi)注入含硼水，補(bǔ)充壓力容器內(nèi)的水裝量。并通過ADS的泄壓作用，IRWST 內(nèi)的含硼水通過重力注入到壓力容器中，保持堆芯的長(zhǎng)期冷卻，堆芯未出現(xiàn)裸露（圖15）。

圖15 2英寸SBLOCA 燃料包殼溫度Fig.15 Temperature of fuel cladding of 2inches SBLOCA

本節(jié)對(duì)2 英寸小破口事故進(jìn)行了分析計(jì)算，事故計(jì)算結(jié)果表明現(xiàn)有專設(shè)安全系統(tǒng)應(yīng)對(duì)2英寸小破口事故是有效的。事故發(fā)生后，冷卻劑由破口以一定流量噴出，一回路裝量減小，系統(tǒng)壓力減小，ACC的投入在短時(shí)間內(nèi)使堆芯重新淹沒，阻止了堆芯換熱的進(jìn)一步惡化。CMT 的投入以及IRWST 的安注流量在ACC排空后提供了長(zhǎng)期的安注水源，使堆芯長(zhǎng)期維持淹沒。通過對(duì)冷段2英寸小破口事故的分析計(jì)算，說(shuō)明現(xiàn)有系統(tǒng)設(shè)計(jì)在緩解該事故方面是有效的，在整個(gè)事故過程中，堆芯包殼峰值溫度低于NRC50.46中規(guī)定的溫度限值，堆芯維持可冷卻狀態(tài)。

4 結(jié)論

本文介紹了基于AP1000的系統(tǒng)設(shè)計(jì)及參數(shù)建立的三環(huán)路非能動(dòng)大型壓水堆方案及其最佳估算RELAP5模型，并在此模型基礎(chǔ)上，針對(duì)冷管段雙端剪切斷裂的LBLOCA 和2英寸冷管段SBLOCA 進(jìn)行了計(jì)算分析。主要內(nèi)容及結(jié)論如下：

1）依據(jù)AP1000設(shè)計(jì)，提出了一套三環(huán)路非能動(dòng)大型壓水堆方案，并建立了最佳估算RELAP5計(jì)算模型；

2）完成的三環(huán)路非能動(dòng)大型壓水堆最佳估算模型的穩(wěn)態(tài)計(jì)算結(jié)果合理，瞬態(tài)事故在穩(wěn)態(tài)工況下進(jìn)行再啟動(dòng)計(jì)算，并開展了對(duì)DECLG和2英寸小破口兩類LOCA 的瞬態(tài)計(jì)算；

3）本文的事故計(jì)算結(jié)果說(shuō)明，提出的三環(huán)路方案對(duì)兩類LOCA 的緩解是有效的，整個(gè)事故的瞬態(tài)過程中，燃料包殼溫度始終低于10CFR50.46中規(guī)定的1 477.55K，反應(yīng)堆最終進(jìn)入到長(zhǎng)期淹沒穩(wěn)定狀態(tài)。

通過本文的穩(wěn)態(tài)計(jì)算與典型LOCA 計(jì)算，初步論證了三環(huán)路非能動(dòng)反應(yīng)堆方案的可行性，對(duì)發(fā)展大功率非能動(dòng)反應(yīng)堆具有指導(dǎo)意義。

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