BWRプラントを対象に一次冷却系構造材の腐食環境を評価するコード体系の整備を行っている。このコード体系では、RELAP5コードを用いて一次冷却系の熱流動解析を行い、解析結果を腐食電位評価モデルに引き継いでおり、実用を視野に入れシステム化も行っている。これまでBWR5プラントを対象にRELAP5コードで一次冷却系の熱流動解析を行ってきたが、今回はBWR5プラントの設計変更、特にレートアップを対象にRELAP5コードで熱流動解析を行った。レートアップに伴う流動の変化を確認し、後述する腐食電位評価モデルに解析結果を引き継いだ。また実用の際にユーザが変更するRELAP5のデータを明らかにした。

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BWR一次冷却系構造の腐食環境の主な指標として腐食電位が用いられる。本研究では、酸化種濃度を求めるラジオリシス解析コードと、この解析結果より腐食環境を評価する腐食電位解析コードを開発した。ラジオリシス解析は熱流動コードRELAP5と連携し、流れに沿って水質化学種濃度を計算している。腐食電位解析は混合電位モデルを用いて、特に材料側の分極特性には過酸化水素雰囲気での濃度変化を反映させている。精度向上のため、主要パラメータに関する感度解析に基づいてコード改良を行った。これにより、実測値と比較した精度解析では実用に足る結果を得た。

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流れ加速型腐食による配管の健全性が懸念されるPWR二次冷却系およびBWR・PWR給水加熱器ドレイン系を、流体解析と化学反応解析とを併用することにより、その損傷進展を予測・評価する。PWR二次冷却系での配管健全性の評価指標として腐食電位・質量移行係数を採用し、配管健全性を評価する際に、評価指標に要求される数値精度を見積もる。評価指標に影響する各パラメータの、評価指標に対する感度解析を実施し、配管健全性に影響するパラメータの寄与を定量的に評価する。BWR・PWR給水加熱器ドレイン系では、液滴の衝突による減肉過程に対して、数値解析を併用して減肉シナリオを提案する。 、、、、

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Flow-accelerated corrosion (FAC) is one of the major causes of unexpected troubles occasionally occurred at current nuclear power plants. It should be paid much more attention to where the turbulence happens frequently, such as the flow with high speed passing through the orifice pipe. This study is to provide a reliable numerical modeling to analyze the flow pattern in orifice pipe for the analysis of its effect on FAC. Both of the large-eddy simulation (LES) methodology and k-model are applied to carry out the three-dimensional orifice flow simulation. The codes used here are PLASHY for LES parallel calculation, and PLASHY and STAR-CD for k-epsilon　modeling, respectively. The velocity distribution and turbulence energy distribution are obtained. The results from different methodologies are compared and analyzed.

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軽水炉発電プラント配管内で、流れ加速型腐食（FAC）による顕著な減肉現象が起こりうる領域と、流動がFACに与える影響とを調べる。本発表では、PWRの給水系配管、特にFAC発生部位として知られるオリフィス下流部を中心に、配管壁面からの質量移行係数および濃度境界層厚さの評価を行った。その際オリフィス上流に曲がり管を配し、曲がり管を通過する際に生じる乱れが、オリフィス下流における質量移行係数や濃度境界層厚さの分布に与える影響を確認した。

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ＰＷＲ二次冷却系配管の流れ加速型腐食評価を目的に、改良二層酸化皮膜モデルを用いた配管減肉速度の評価手法を開発した。流れによる質量移行係数、境界層厚、pHによるFe2+の飽和溶解濃度、バルク水中の[Fe2+]、[O2]などをパラメータとして、減肉速度が計算可能である。3次元流動計算およびヒドラジン-酸素反応解析などの解析結果を駆使することにより、プラントの主要点での減肉速度の予測と酸素注入あるいはpH制御などの主要対策の効果の予測が可能となった。

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連成解析による気液二相流中構造物の振動・腐食評価手法の開発では、可能な限り既存のプラグラムを活用し、これに新しいプログラムを追加して、（１）単相流・構造連成解析、（２）二相流・構造連成解析、（３）詳細腐食機構解析、（４）プラントシステム評価を可能とするプログラム体系の開発を進めている。このためには、個別の解析プログラムの起動やコード間のデータ変換を制御し、ユーザが利用可能な環境を整える統合化手法の開発が必須となる。本発表では、プログラム間やプログラム内のデータの流れを中心に、統合化の手法について説明する。

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組立構造解析による3次元仮想振動台の構築について示す．組立構造解析は大規模構造解析に必要な分散並列処理に適しており，本論文では1億自由度を超える原子炉冷却系構造物の動的弾性解析への適用を例示する．

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本研究では膨大なデータを統合的かつ効率的に解析することを目的としたデータ解析システム：Cerebral Data Analysis Systemの開発した．現在の研究・開発では，解析すべきデータ量が増加しており，従来の手法を用いるだけでは人間の認識能力によってデータの全てを検査することが困難になった．Cerebral Data Analysis Systemとはそのような大規模データを汎用的に扱ことのできる高速データ処理システムである．

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従来の粉体流動解析手法は、計算機で使用することのできる粒子数の制限のため、実規模体系への適用が困難であった。そのため、核燃料製造工程の設計や運転条件の検討などにおいて、粉体流動解析がほとんど使われてこなかった。そこで、粉体流動解析の粗視化手法を開発し、核燃料製造工程のひとつである流動層に適用した。本研究では、流動層における気泡の生成や粉体物性の影響に着目した。本研究で開発した粗視化手法により、オリジナル粒子の挙動をよく再現できた。

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現在構造格子系において解析が行われている混相流数値解析手法のひとつであるMARSを非構造格子系に拡張することにより、複雑な境界を持つ計算体系における解析精度の向上が期待される。本研究では、非構造格子系MARSにおける界面輸送法についての検討を行った。

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サブクール沸騰における機構論的な沸騰解析モデルの構築を目指し、MARS法を用いたサブクール沸騰気泡挙動に関する数値シミュレーションを実施した。また、得られた数値シミュレーション結果と別途実施した可視化実験結果とを比較し、サブクール沸騰解析モデルを検討した。

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液体・気体・固体の統一解法により、キャビテーション・エロージョン の数値的評価を行った。

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気体液体の統一解法に基くCRIMSONコードを用いて、オリフィスを有する配管内のキャビテーション現象の数値解析を行った。過去の実験データと比較し妥当な結果を得ることが出来た。

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液体ナトリウムの化学的活性度の抑制を目的として、ナノ粒子を分散させたナトリウムの開発を実施している。本発表ではナトリウム中に分散するナノ粒子の製造と分散に係わる技術開発の成果について述べる。

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本発表では前発表にて試作したナノ流体の化学的反応および物性などの基本的なナノ流体の特性についてナトリウムと比較して試験した結果について述べる。 以下の関連発表を連続でお願い致します。 　ナトリウムの化学的活性度抑制に関する研究 　　(4) ナノ流体の試作（三菱重工業より発表） 　　(5) ナノ流体の特性（本発表） 　　(6) ナノ流体のプラントへの適用検討（新型炉技術開発_(株)_より発表）

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本発表では、ナノ流体をFBRプラントへ適用した場合に、ナノ粒子の分散に起因して懸念されるプラントへの影響を抽出し、それらについて机上検討した結果について述べる。

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パイロクロア型ジルコニウム酸化物の弾性率の元素依存性を分子動力学法により評価した。また、これらが結晶の結合エネルギーに深く関係する物性であることから、第一原理計算を用いた全エネルギー計算を行い、弾性率の元素依存性の解明を試みた。

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Am酸化物の存在状態の解明は、Am含有酸化物燃料や使用済み燃料など、様々な物質の物性理解の役に立つ。しかし、研究手段が少ないのが現状である。今回、有力な物性研究手段の一つである放射光XAFS測定をAm酸化物に試みたので、その結果を報告する。

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分子動力学法シミュレーション法を用いて、アメリシウム酸化物の熱膨張、比熱、熱伝導度を導出し、評価を行った。

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放電プラズマ焼結を用いてUN、NdN、DyN粉末の焼結を試みた。UNについては直径10～100μm程度の粗大粒子を用いながら、焼結温度1500度で90 %T.D.程度の高密度試料を作成することができた。焼結時間も30分程度であることから、Am等の蒸発を抑制できる可能性があるといえる。また、作成したUN試料について熱伝導率、熱膨張率などの熱物性を測定した。

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TRU合金燃料の設計に不可欠なTRU合金の相安定性や熱物性のデータベースを構築し、またTRU合金燃料の製造に不可欠なTRUを含有する多相溶湯の混合性等の基礎物性を調べ、射出成型法でTRU燃料を製造できる技術基盤を確立するための研究を開始した。その全体概要とTRU合金燃料および炉心性能の評価結果について説明する。

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アクチニド合金の熱力学データベースは、TRU合金燃料の設計、挙動評価、製造プロセス開発の基礎データとして最も重要なものの一つである。しかし、TRUの取扱いが難しいことなどのため十分に整備されていない。本研究では、既存データ及び本事業で新たに取得するデータに基づいてU-Np-Pu-Am-Zr-Feの六元系の熱力学解析を行い、データの有効利用と試験条件の効率的な選定に寄与できるようにした。

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電解還元法によりTRU含有混合酸化物を還元し、数グラム規模のTRU母合金を得た。金属Zrを添加したTRU合金試料の焼鈍／急冷試験を行い、金相観察を行った。

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TRU燃焼のための合金燃料製造に関する基盤技術開発の一環として、TRU合金燃料の特徴である高密度差及び合金組成間の相互不溶解性を代替元素で模擬し、高周波による加熱溶融条件が模擬合金系の混合性に及ぼす影響について調査した。この試験結果より、TRU合金燃料を製造する場合に合金組成を均質に攪拌混合するための加熱条件について検討した。

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ZrNとTiNはADSターゲット燃料として期待されており、これまでの研究でZrN、TiN単相の機械・熱・電気的性質を評価してきた。ADSターゲット燃料ではZrNやTiNにUN、PuN、AmNなどを添加するため、相互作用により単相のときに比べ特性が劣化することが考えれられる。そこで、今回はADSターゲト燃料を模擬したUN+TiN、（U,Zr)Nを作成し、その相互作用を理解するためEBSPによる結晶方位解析および、インデンテーション測定による弾性率、クリープなどの機械的特性を評価した。

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高燃焼度の軽水炉燃料に生じるリム組織の形成機構に関する知見を得ることを目的として、UO2と同一の蛍石型構造を有する多結晶CeO2に対して加速器を用いた照射実験を行った。Xeを2 at.%予注入した試料に対して、さらに核分裂片を模擬した高エネルギー重イオンを重畳照射することにより、Xe予注入領域の転位組織の再配列現象が確認された。

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The stability and energetics of Oxygen defect configurations in UO2 are studied by first-principles method. The results show that, a little unexpected, the planar distribution favourable of oxygen interstitials and the possibility to form O-O dimer in UO2+x.

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UO₂のリム構造形成においては、結晶中の酸素のvacancy、およびinterstitialの挙動が重要な役割を果たすと考えられているが、interstitialの移動は長時間のスケールでおこる現象のため、通常の分子動力学シミュレーションは困難である。本講演では、より長時間の挙動を追う手法を用いてシミュレーションを行った結果を述べる。

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高燃焼度燃焼の組織変化に関するメソスコピックシミュレーションモデルを開発した。モデルでは、フィッショントラックによる欠陥の蓄積を結晶片の微小な回転で模擬することにより、細粒化の再現を試みた。

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照射環境下で核燃料内に発生するさまざまな欠陥構造の理論的解明には、分子動力学法を用いた解析が有効である。特に面状欠陥の発生に着目し、この計算による再現を目標とした、UO2ならびに模擬物質としてのCeO2の原子間ポテンシャルの開発・特性解析の現状について述べる。

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軽水炉燃料において高燃焼時に発生するリム組織を加速器中で模擬するための実験基盤の開発と、その基盤を用いた蛍石型セラミックスへのXeイオン複合照射試験の結果を報告する。主に高エネルギー核分裂片により発生するイオントラックの重畳による微細組織変化についてTEM/SEMの観察結果を報告する。

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軽水炉における核燃料の高燃焼度化に伴い燃料に生成する’リム組織’発生のメカニズムを解明すべく、模擬物質CeO2へのイオン照射効果を評価した。低エネルギー(3keV)の希ガスArや、高エネルギー(200MeV)のXeをCeO2へ打ち込み、その照射効果をXPS、XAFSなどのX線吸収分光よりそれぞれ評価した。また、CeO2へ代表的な核分裂片として生成される希ガスであるXeのインプランテーションを行い、XAFSによりそのCeO2内部での拡散集合状態を評価した。

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核燃料であるUO2と加速器実験の模擬材料としてのCeO2の物性・構造変化を 理解、比較するため、核分裂生成物であるXe原子を含む種々の欠陥系の第一 原理計算を行なう、二つの系において電子構造、点欠陥生成エネルギーと格 子緩和効果を求めた。さらに、有限温度で各種点欠陥濃度を計算し、両系に おける欠陥生成特性と相違性を調べた。

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UO2燃料の高燃焼度組織の形成過程の理解のため、同じ蛍石型構造を有するCeO2においてイオン照射下挙動を明らかにすることを目的とした。実機を模擬した高温において12～18MeVのXe、I、Oイオン照射を行い、顕微ラマン分光法およびX線回折法によって分析した。温度依存性およびフルエンス依存性から、酸素空孔の蓄積とシンクの定常化、および深部からの酸素の拡散に伴う回復過程などを明らかにした。

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日本原子力研究開発機構では、反応度事故時燃料挙動に係る現行の安全基準類の安全余裕確認及び適用範囲拡大並びに燃料性能を反映することが出来る基準の提案を目的に高燃焼度ウラン及びMOX燃料を対象としたNSRRにおけるパルス照射実験を行っている。本報ではこれまでに整備したデータベースの範囲、今後の試験計画、高温高圧カプセルをはじめとした新たな実験手法などについて示す。

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NSRR実験により、我が国の現行の安全基準に定められたPCMI(燃料被覆管機械的相互作用)破損しきい値が約80GWd/tという高い燃焼度域においても適切な安全余裕を有すること、また、PCMI破損に至る燃料エンタルピを決定する主要因が、被覆管に析出する水素化物の量及びその形態であることを明らかにした。

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BWR及びPWRで照射された高燃焼度MOX燃料を対象とした反応度事故模擬実験をNSRRにおいて実施し、被覆管変形量及びPCMI(燃料被覆管機械的相互作用)破損しきい値などに関するデータを取得した。少なくとも59GWd/tまでの燃焼度範囲では、UO2燃料実験結果と一貫性のあるデータが得られ、MOX燃料に特有の挙動は観測されなかった。

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高燃焼度PWR燃料のNSRR実験を対象として、パルス照射条件下での被覆管初き裂先端の応力拡大係数KIを評価し、破損の指標としての有効性を調べた。KIの計算においては、事故時燃料挙動解析コードRANNSにより得られたき裂周囲の周方向応力を用いた。弾性変形領域で破損した燃料の破損時KIは非破損燃料のKIを常に上回り、弾性変形領域での破損の有無を予測する上でKIが有効な指標となり得る。

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高燃焼度BWR-MOX及びUO2燃料の追加照射試験をハルデン炉において実施し、燃料中心温度、燃料棒内圧、燃料棒伸び計を用いた炉内計測により、燃料挙動の評価を行った。その結果、高燃焼度MOX燃料の熱伝導率は高燃焼度UO2燃料の熱伝導率とほぼ同等であること、また、高燃焼度UO2燃料のFPガス放出しきい温度は、中低燃焼度燃料のデータを基にしたVitanzaのしきい温度モデルより低下することを明らかにした。

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高燃焼度化が軽水炉燃料のLOCA時挙動に及ぼす影響を調べるために、改良合金を備えた高燃焼度PWR燃料被覆管(<79GWd/t)に対し、LOCA条件を擬した試験を行った。膨れ、破裂、破損挙動及び破損する酸化条件について、高燃焼度化と改良被覆管の使用に伴う顕著な変化は見られなかった。

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Moサーメット燃料への金属不純物混入の影響評価および金属助剤添加焼結による高密度化に関する基礎的知見を得るため、NiおよびPdを添加したUO₂/PuO₂-Moサーメット試料の焼結試験を行い、高密度化に適した焼結助剤種類、添加量等について評価した。

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使用済み燃料におけるマイナーアクチニド(MA)の早期処分を目的として、高濃度のMAと不活性母材を組み合わせた非均質燃料の開発を進めている。MA含有非均質燃料の作製試験について粉末冶金を用いた簡素なプロセスにて実施し、MA酸化物相が均質に分散する燃料の作製手法を確認した。

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軽水炉サイクルから発生するマイナーアクチニド（MA）を少数基の高速炉で燃焼させるため、Am濃度を高めた燃料を用いる場合の、リサイクルシステムの経済性に関する評価を行った。

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高温における酸化物燃料の熱拡散率・比熱容量測定における雰囲気制御，加熱炉構造及び非接触式温度計測に関する課題に関する検討結果、その製作とその機能確認に関して報告する。

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高性能Ａｍ含有酸化物燃料の開発の一環として、計算科学的手法によるAm含有酸化物燃料の物性評価を試みた。

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Am含有に伴う燃料物性劣化を補償できるよう金属顆粒を添加する酸化物燃料ペレット概念について、UO2を母材とするホットプレス型焼結を用いた試作試験を行い、製造性を検討した。

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酸化物燃料を用いたナトリウム冷却高速炉の経済性向上のため、高速中性子に対して高い制御能力を持つ水素化物中性子吸収材を用いた制御棒及びバーナブルポイズンを開発する。 エネルギーの長期的安定供給および環境負荷の低減のために高速炉の開発が進められている。高速炉ではこれまで中性子吸収材として炭化ホウ素（B4C）が用いられてきた。しかし炭化ホウ素は中性子を吸収するとヘリウムガスを発生し膨れを生じるため長期間の使用が困難になっていた。そこで、中性子吸収によりヘリウムガスを発生しない材料(水素化物)を選ぶことで寿命の延長を図ることを目指している。 本発表ではこのプロジェクトの概要を紹介する。

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　金属水素化物は、水と同じ程度の水素原子数密度を持つことから、材料に高速中性子の減速性能を持たせる事ができる。この性質を利用すれば、高速中性子領域では小さな中性子吸収断面積しか持たない核種でも、大きな中性子吸収断面積を持った核種としての特性を有するようになる。 　本研究ではこの点に着目し、「ハフニウム水素化物による長寿命制御棒」と「ガドリニウム水素化物によるバーナブルポイズン」の開発を行う。 _丸1_ハフニウム水素化物長寿命制御棒： 高速炉ではこれまで制御棒材料として炭化ホウ素が使用されているが、Heガス発生に起因するスエリングなどの点から寿命に問題があり、運転コスト低減のためには長寿命制御棒の開発が望まれている。本研究では中性子を吸収してもHe ガスを発生しないハフニウム水素化物長寿命制御棒について、FBR サイクルの実用化戦略調査研究（FS ）で検討が進められている熱出力3570MWtのNa 冷却酸化物燃料大型高速炉心向けの核設計を行った。 _丸2_ガドリニウム水素化物バーナブルポイズン：　軽水炉では低速の中性子を効率よく吸収してくれる物質が存在するため、これを利用した高燃焼度化が進められている。しかし、高速炉では単体ではこれに変わる中性子吸収材は存在しない。本提案では、ジルコニウム水素化物中にGd 水素化物を分散させた水素化物バーナブルポイズンについて、同じくFSのNa 冷却酸化物燃料大型高速炉心の核設計を行った。

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照射は、照射用キャプセル設計及び製作を行い、照射用アクチノイド水素化物ペレットを用いJMTRにて低燃焼度及び高燃焼度の２回を実施した。 照射終了後、JMTRホットラボ施設にて、非破壊試験として外観検査、Ｘ線透過試験、渦流探傷試験、寸法測定、ガンマスキャン測定を行い、その後にFPガスパンクチャ試験を実施した。破壊試験は、試料切断・調整後、密度測定、金相試験、硬さ試験、SEM及びEPMA観察を実施した。さらに、Ｘ線回折試験及び熱拡散率測定試験も実施した。 　本報では、照射用キャプセル設計・製作、照射試験及び照射後試験の概要結果について述べる。

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