Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 24006

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. ; BUENO, ELAINE I.. Monitoring system for an experimental facility using GMDH methodology. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents a Monitoring System developed based on the GMDH - Group Method of Data Handling methodology to be used in an Experimental Test Facility. GMDH is a combinatorial multi-layer algorithm in which a network of layers and nodes is generated using a number of inputs from the data stream being evaluated. The GMDH network topology has been traditionally determined using a layer by layer pruning process based on a pre-selected criterion of what constitutes the best nodes at each level. The traditional GMDH method is based on an underlying assumption that the data can be modeled by using an approximation of the Volterra Series or Kolmorgorov-Gabor polynomial. The Fault Test Experimental Facility was designed to simulate a PWR nuclear power plant and is composed by elements that correspond to the pressure vessel, steam generator, pumps of the primary and secondary reactor loops. The nuclear reactor core is represented by an electrical heater with different values of power. The experimental plant will be fully instrumented with sensors and actuators, and the data acquisition system will be constructed in order to enable the details of the temporal analysis of process variables. The Fault Test Experimental Facility can be operated to generate normal and fault data. These failures can be added initially with small magnitude, and their magnitude being increasing gradually in a controlled way. The database will interface with the plant supervisory system SCADA (Supervisory Control and Data Acquisition) that provides the data through standard interface.

    Palavras-Chave: algorithms; artificial intelligence; computerized simulation; failures; g codes; polynomials; pwr type reactors; reactor cores; s codes; test facilities; volterra integral equations

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  • IPEN-DOC 24005

    MORAES, DAVI A. ; PEREIRA, IRACI M. . Neural networks used to monitor an experimental test workbench. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents the application of neural networks in an experimental workbench. This bench was developed with the purpose of conducting real time tests and data acquisition. The method applied for this work allowed to generate faulty data in a gradual and controlled way through the binary combination of double action valves. Using the SCADA application (Supervisory Control and Data Acquisition), it became possible to acquire data for analysis in Matlab / Simulink software. This bench has two reservoirs: a reservoir that has sensors for recording pressure and temperature variables for later analysis, and another reservoir that has level sensors. Four models were used to develop the respective practical experiments. In the first model, it was possible to perform all practical tests of the plant, as well as mechanical changes like repositioning of some mechanical components, piping, sensors and electrovalves. In the second model, it was noticed that the positioning of the flow meter, located after the pump output, prevented a good measurement of the flow variable. In the third model, it was perceived that the number of failures initially adopted, made the data too confusing for the neural network analysis. In the last model, it was possible to obtain a performance of 96.6% of hits after the reconfiguration for 4 controlled faults.

    Palavras-Chave: automation; bench-scale experiments; control rooms; data acquisition systems; failures; neural networks; pwr type reactors; real time systems; sensitivity analysis

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  • IPEN-DOC 27693

    ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA ; MARTINS, M. . Neutronic screening of potential candidate for accident tolerant fuel. In: . Light Water Reactor Fuel Enrichment beyond the Five Per Cent Limit: Perspectives and Challenges. Resumo expandido... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020. (IAEA-TECDOC-1918 - Supplementary Files).

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; beryllium oxides; cladding; fuel rods; monte carlo method; pwr type reactors; reactivity; stainless steels; uranium dioxide; uranium silicides; zircaloy

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  • IPEN-DOC 08638

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; CABRAL, E.L.L. . A new neural network concept for the control of nuclear reactor systems. Learning and Nonlinear Models, v. 1, n. 1, p. 11-31, 2002.

    Palavras-Chave: neural networks; algorithms; control systems; temperature control; natural convection; heat transfer; thermal hydraulics; reactor cooling systems; pwr type reactors; reactors

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  • IPEN-DOC 04527

    MIRANDA, C.A.J. . Non-linear analysis of a closure manway using spiral wound gasket with metal-metal contact and a new geometry approach. In: 7o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, October 7-9, 1992, Florianopolis, SC. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressurizers; nonlinear problems; geometry

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  • IPEN-DOC 10835

    GOMES, P.T.V.; CRUZ, J.R.B.; RABELO, E.G.; MATTAR NETO, M. . Normalizing treatment influence on the forget steel SAE 8620 fracture properties. Materials Research, v. 8, n. 1, p. 57-63, 2005.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; pressure control; thermal shock; temperature control; stainless steels; structural integrity

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  • IPEN-DOC 15874

    LOBO, R.M. ; ANDRADE, A.H.P. . Novas ligas de zirconio para apliccao nuclear. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 19., 21-25 de novembro, 2010, Campos do Jordao, SP. Anais... 2010. p. 5516-5523.

    Palavras-Chave: zirconium alloys; zircaloy; pwr type reactors; microstructure

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  • IPEN-DOC 20703

    FREIRE, LUCIANO O.; ANDRADE, DELVONEI A. de . On applicability of plate and shell heat exchangers for steam generation in naval PWR. Nuclear Engineering and Design, v. 280, p. 619-627, 2014.

    Observação: Corrigendum anexado. Nuclear Engineering and Design, v. 284, 2015. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2014.12.022

    Palavras-Chave: steam generators; alternative fuels; fossils; ship propulsion reactors; pwr type reactors; plates; heat exchangers

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  • IPEN-DOC 13630

    ALY, OMAR F.; PAES de ANDRADE, ARNALDO H. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M.A.M.. On the m,odeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors. In: REGIONAL WORKSHOP ON STRESS CORROSION CRACKING IN OPERATING NUCLEAR POWER PLANTS, May 5-8, 2008, Veracruz, Mexico. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; control rod drives; nozzles; stress corrosion; cracking

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  • IPEN-DOC 13192

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; JONG, R.P. de. On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems. Progress in Nuclear Energy, v. 50, p. 800-817, 2008.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fracture mechanics; cracks; pipes

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  • IPEN-DOC 17019

    PIOVEZAN, PAMELA; CARLUCCIO, THIAGO; DOMINGOS, DOUGLAS B.; ROSSI, PEDRO R.; MURA, LUIZ F.. On the use of serpent Monte Carlo code to generate few group diffusion constants. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: c codes; energy spectra; group constants; monte carlo method; neutron transport theory; pwr type reactors; s codes; stochastic processes

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  • IPEN-DOC 05014

    DECCO, C.C.G.; MOREIRA, J.M.L. . Oscilacoes espaciais tridimensionais de xenonio em reatores de grande e de pequeno porte. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 279-283.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; xenon oscillations; three-dimensional calculations; control elements; c codes; power distribution

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  • IPEN-DOC 03272

    DECCO, CLAUDIA C.G. ; MOREIRA, JOAO M.L.. Oscilações de xenônio em reatores de pequeno porte controladas somente por barras de controle. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 6., 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. Anais... 1996.

    Palavras-Chave: xenon oscillations; ship propulsion reactors; control elements; m codes; neutron diffusion equation; perturbation theory; power density; power distribution; pwr type reactors; time dependence; transients

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  • IPEN-DOC 13962

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. . Participation of research institutes in Angra's PLiM. In: WORKSHOP ON OPTIMIZATION OF SERVICE LIFE OF OPERATING NUCLEAR POWER PLANT, May 14-17, 2007, Angra dos Reis, RJ. Proceedings... 2007. p. 1-27.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; power reactors; steam generators; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 26367

    BERRETTA, JOSE R.; LIMA, LEONARDO S.; REIS, REGIS ; AGUIAR, AMANDA A. . PCMI effect study in the fuel rod of a PWR reactor type subjected to power ramps. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5270-5275.

    Abstract: PWR reactor type, when subjected to the power ramp regime, a mechanical interaction between the cladding and the UO2 pellet (PCMI) may occur in the fuel rod. To investigate this phenomenon were used two softwares, the first was a modified fuel performance code to verify the behavior of fuel rod with steel cladding and another to analyze structural mechanical behavior. The fuel performance code results show that there is no contact between the pellet and the cladding in the fuel rod, considering the estimated burning under normal conditions of reactor operation. Thus, it was adopted the hypothesis of the interaction pellet-cladding occurrence, generated by pellet fragmentation and relocation, and power ramp simulation conditions independent of the ramp time. The simulations results show that the fuel rod maintains its integrity under the conditions of the adopted hypothesis.

    Palavras-Chave: c codes; design; finite element method; fuel rods; fuel-cladding interactions; mechanical properties; numerical solution; pwr type reactors; stainless steels; steady-state conditions; stress intensity factors; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 24022

    MONACO, DANIEL F. ; SABUNDJIAN, GAIANE . PCRELAP5 - a visual graphic preprocessor for RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: The aim of this work is to develop PCRELAP5, a visual preprocessor for RELAP5, reducing time, effort and maintenance costs spent in new projects for RELAP5. This preprocessor allows user to draw new nuclear power plant nodalization in a completely interactive way, and input parameters for each node in a more user-friendly experience. Once parameters are changed on screen, the input cards of RELAP5 code are changed in real time. RELAP5 users will have a tool to reduce time and effort for new studies and existing projects. Therefore, this project proposes to significantly leverage studies related to nuclear accident analysis, making the RELAP5 code more user-friendly. In order to demonstrate this preprocessor capability, the CANON experiment will be used as an example. The PCRELAP5 preprocessor is being developed using Microsoft® Visual Studio® as a Microsoft® Excel® add-in, due to the low cost of distribution and maintenance, and also allowing new RELAP5 projects be leveraged by the MS Excel® flexibility.

    Palavras-Chave: computer graphics; computerized simulation; loss of coolant; nodal expansion method; nuclear power plants; p codes; pwr type reactors; r codes; reactor accident simulation

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  • IPEN-DOC 26364

    GOMES, DANIEL de S. ; SILVA, ANTONIO T. e . Performance analysis of UO2-SiC fuel under normal conditions. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5056-5069.

    Abstract: This study aims to investigate a fuel mixture of silicon carbide (SiC) and uranium dioxide (UO2) and analyze performance when this fuel applies to light-water reactors (LWRs). Utilization of the licensing code, FRAPCON, with UO2 helped to determine the fuel response under normal conditions initially. High thermal conductivity could permit the use of UO2-10 vol% SiC fuel, showing thermal conductivity values that are far superior to the UO2 alone, exceeding 50% at 900 °C. Ultimately, the formulation should reduce gaseous fission products, avoid fuel cracking, and improve safety margins. SiC has excellent physical properties such as chemical stability, a cross-section with low absorption, irradiation resistance, and a higher melting point. There are some benefits for fuels that use carbon composites such as UO2-carbon nanotube (CNT), and UO2-diamonds. The pellets containing fractions of the carbon limit the amount of fissile U-235 and require additional enrichment to produce the same energy. In the past, there have been various attempts to increase the thermal conductivity of UO2. High conductivity is present in uranium nitride (UN), uranium carbide (UC), and UO2 mixed with beryllium oxide (BeO). The production method of UO2-SiC fuels should include the spark plasma sintering (SPS) technique. Advantages of SPS include a lower manufacturing temperature of 1050°C, better results, and reduced processing time of 30 s. SPS can help produce more tolerant fuels, such as UO2-SiC, UO2-carbon nanotube, and diamond powder dispersion in the UO2 matrix. The thermal conductivity of SiC can decrease substantially under irradiation. UO2-diamond has some drawbacks because of graphitization phenomena.

    Palavras-Chave: f codes; mixtures; nuclear fuels; performance; physical properties; plasma; pwr type reactors; silicon carbides; sintering; thermal conductivity; thermal expansion; uranium dioxide; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 26334

    FREITAS NETO, LUIZ G. ; FREIRE, LUCIANO O. ; SANTOS, ADIMIR dos ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Potential advantages of molten salt reactor for merchant ship propulsion. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 3878-3888.

    Abstract: Operating costs of merchant ships, related to fuel costs, has led the naval industry to search alternatives to the current technologies of propulsion power. A possibility is to employ nuclear reactors like the Russian KLT-40S, which is a pressurized water reactor (PWR) and has experience on civilian surface vessels. However, space and weight are critical factors in a nuclear propulsion project, in addition to operational safety and costs. This work aims at comparing molten salt reactors (MSR) with PWR for merchant ship propulsion. The present study develops a qualitative analysis on weight, volume, overnight costs, fuel costs and nuclear safety. This work compares the architecture and operational conditions of these two types of reactors. The result is that MSR may produce lower amounts of high-activity nuclear tailings and, if it adopts the 233U-thorium cycle, it may have lower risks of proliferating nuclear weapons. Besides proliferation issues, this 4th generation reactor may have lower weight, occupy less space, and achieve the same levels of safety with less investment. Thus, molten salt regenerative reactors using the 233U-thorium cycle are potential candidates for use in ship propulsion.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; cost; molten salt reactors; nuclear fuels; nuclear merchant ships; pwr type reactors; radiation protection; ship propulsion reactors; volume; weight

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  • IPEN-DOC 26368

    SANTOS, MARCELO M. dos ; MATTAR NETO, MIGUEL ; MANTECON, JAVIER G. . Preliminar mechanical evaluation of the structure of a nuclear plate-type fuel element. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5276-5289.

    Abstract: The improvement in the efficiency and safety aspects of compact nuclear reactors is directly linked to innovations in fuels and in the geometry of fuel elements (F.E), as is the case of plate-type fuel elements. From the mechanical viewpoint, to ensure that the structure of a fuel element is safe to operate in a compact PWR reactor is important to confirm that it meets the functional design requirements for structures of this type and application, present in ANSI/ANS-57.5-1996 and, also, that the stresses resulting from the loads imposed are less than the permissible mechanical limits for their structural materials, in accordance with ASME III, division 1, subsection NB. In order to develop a methodology of mechanical analysis to verify compliance with the criteria of the cited standards, a numerical model of a plate-type fuel element was developed, taking into consideration the main active loads admitted from the full power operation event belonging to the normal operating condition of a compact PWR type nuclear reactor. The results of the analyses demonstrated that the fuel element designed did not show signs of mechanical failure with respect to the modes of plastic collapse and excess of mechanical deformation.

    Palavras-Chave: a codes; c codes; failures; finite element method; fuel elements; mechanical properties; numerical solution; pwr type reactors; steady-state conditions

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  • IPEN-DOC 27691

    ABE, ALFREDO ; CARLUCCIO, THIAGO; PIOVEZAN, PAMELA; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO R.. Preliminary neutronic assessment of iron based alloy fuel cladding. In: . Light Water Reactor Fuel Enrichment beyond the Five Per Cent Limit: Perspectives and Challenges. Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020. (IAEA-TECDOC-1918 - Supplementary Files).

    Abstract: Nowadays two important nuclear fuel performance requirements have been addressed: high burnup in order to improve fuel cycle economic aspect and accident tolerant fuel to enhance the safety under accident condition. The accident tolerant fuel particularly becomes very important issue after Fukushima Daiichi nuclear accident in 2011. The initiatives of R&D program toward to accident tolerant fuel comprises different countries, organizations and including fuel vendors. The Accident Tolerant Fuel (ATF) can be defined as enhanced fuel which can tolerate loss of active cooling system capability for a considerably longer time period and the fuel/cladding system can be maintained without significant degradation and can also improve the fuel performance during normal operations and transients, as well as design-basis accident (DBA) and beyond design-basis (BDBA) accident. Different materials have been proposed as fuel cladding candidates considering thermo-mechanical properties and lower reaction kinetic with steam and slower hydrogen production, besides that an evaluation of the neutronic aspects for several cladding candidates is important and shall be evaluated. Depending of the outcome of this evaluation, the fuel enrichment level changes to higher than actual level shall be necessary to overcome the neutron absorption penalty. The aim of this work is to perform a preliminary neutronic assessment of fuel cladding based on iron alloy considering a standard PWR fuel rod (fuel pellet and dimension). The main purpose of the assessment is to quantify the penalty due to increase of neutron absorption in the cladding materials and some others fuel parameters are evaluated in order to overcome such penalty. In addition to neutronic assessment, the criticality safety aspects due to increase of fuel enrichment level are briefly presented and discussed.

    Palavras-Chave: absorption; accident-tolerant nuclear fuels; beyond-design-basis accidents; cooling systems; design-basis accidents; enrichment; fuel cycle; fuel pellets; fuel rods; iron alloys; pwr type reactors; radiation accidents; reactor accidents; safety

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Autor: Maprelian

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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